JP2007192784A - チャンネルボックス、燃料体および燃料集合体、並びに、燃料集合体の組み立て方法 - Google Patents

Abstract

【課題】原子炉において、容易に中性子の漏れを大きくしてボイド係数を改善する。
【解決手段】角筒状の外筒３と、これに囲繞された領域に配列して保持された燃料棒１とを備えた、原子炉に用いる原子燃料集合体３０に、外筒３の内部を燃料体領域および冷却材を排除するストリーミング部２に分離する分離板４０と、分離板４０の変形を抑制する支持板９を備える。燃料棒１は三角格子状に配列されている。外筒３の両端部には、ストリーミング部２を密閉するための密閉板が取り付けられている。
【選択図】図１

Description

本発明は、原子炉に用いるチャンネルボックス、燃料体および燃料集合体、並びに、燃料集合体の組み立て方法に関する。

使用済燃料からプルトニウムを取り出し、再利用する核燃料サイクルにおいては、原子炉内で消費した核分裂性ウラン（Ｕ２３５）の量以上に核分裂性核種（Ｐｕ２３９，Ｐｕ２４１等）を生成するため高速増殖炉の利用が考えられている。しかし、技術的、経済的観点から高速増殖炉の実用化にはまだ時間を要する。そこで、現有の軽水炉を改良し、消費した核分裂性ウラン以上の核分裂性プルトニウムを生成する低減速スペクトル炉心が提案されている。

一般に、中性子エネルギーは低速、中速、高速の３つの領域に分類される。低速中性子は熱中性子とも呼ばれる。消費したＵ２３５に対する生成した核分裂性核種の割合を転換比といい、転換比が１．０を超える状態を増殖という。炉心の中性子エネルギーが高いほど転換比は高くなるため、低減速スペクトル炉では、中性子エネルギーの低下を抑えるために減速材である水の密度を低く抑えている。

従来、軽水炉の設計においては、原子炉の安全性を確保するために、「固有の安全性」という概念が用いられる。「固有の安全性」とは、何らかの外乱により原子炉の出力が上昇した場合に、原子炉がその出力上昇を抑えようとする性質のことであり、負のフィードバックとも呼ばれる。固有の安全性には燃料の温度が上昇した場合に、その反応度を抑制するドップラー反応度効果と、出力上昇によりボイドが発生した場合にその反応度を抑制するボイド反応度効果がある。原子炉の設計においては、これらの反応度効果のトータルとしての出力上昇に対する反応度効果を負にする必要がある。

低減速スペクトル炉では、従来の軽水炉に比べて、負のボイド反応度効果が小さくなる。これを補い、負の反応度効果を確保するために中性子の漏れを多くする工夫が提案されている。たとえば、中性子の漏れを多くするために、炉心の高さを低くする方法がある。また、ストリーミングチャンネルと呼ばれる構造が提案されている（たとえば特許文献１参照）。

炉心高さを低くする方法は、新規に炉心および炉内構造の設計を行う必要があるのに対し、ストリーミングチャンネルは従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）炉心をそのまま利用できるという利点があり、コストメリットが高い。低減速スペクトル炉では、従来の燃料集合体に比べて約２倍の大きさをもつ大型の原子燃料集合体の採用を検討している。従来のストリーミングチャンネルはこの燃料集合体とほぼ同サイズの寸法の中空管で構成される。
特開平１１−２３７６５号公報

ストリーミングチャンネルは原子炉中に中性子の「抜け道」を作り、中性子を外部へ漏れやすくするものである。一般に中性子が漏れやすい体系ほど負のボイド反応度効果は大きくなる傾向がある。このようなストリーミングチャンネル燃料集合体を炉心中にいくつか配置することにより炉心のボイド反応度効果を改善する。

しかしながら、このストリーミングチャンネルは高圧の炉心内で水密を要する大きな領域を作成する必要があり、高精度な製造技術を要する。また、周囲の通常燃料集合体とは異なる特別なストリーミングチャンネル燃料集合体を作成する必要があり、製造コストの上昇を招く。

上述の目的を解決するため、本発明は、原子炉において、容易に中性子の漏れを大きくしてボイド係数を改善することを目的とする。

上記課題を解決するため、本発明は、原子炉に用いる原子燃料集合体において、軸方向に延びる円筒状の被覆管に核燃料物質を収めた複数の燃料棒と、前記燃料棒の軸方向に垂直な方向に広がる燃料領域の内部に前記燃料棒を配列して保持する燃料棒支持手段と、前記燃料領域を囲繞する角筒状の外筒と、前記外筒の内部を、前記外筒の軸方向に延びる燃料体領域と、前記外筒の軸方向に延びる中空のストリーミング部とに分離する分離手段と、を有することを特徴とする。

また、本発明は、原子炉に用いる原子燃料集合体において、軸方向に延びる円筒状の被覆管に核燃料物質を収めた複数の燃料棒と、前記燃料棒の軸方向に垂直な方向に広がる燃料領域の内部に前記燃料棒を配列して保持する燃料棒支持手段と、前記燃料領域を囲繞する角筒状の外筒と、前記外筒の軸方向の少なくとも一箇所に前記外筒から内側に向かって突出したギャップ仕切り板と、を有することを特徴とする。

また、本発明は、原子炉に用いる原子燃料集合体において、軸方向に延びる円筒状の被覆管に核燃料物質を収めた複数の燃料棒と、冷却材が排除されるストリーミング部を形成する、前記燃料棒の軸方向に延びる両端が閉じたストリーミング円筒と、前記燃料棒の軸方向に垂直な方向に広がる燃料領域の内部に前記燃料棒および前記ストリーミング円筒を配列して保持する燃料棒支持手段と、前記燃料領域を囲繞する角筒状の外筒と、を有することを特徴とする。

また、本発明は、軸方向に延びる円筒状の被覆管に核燃料物質を収めた複数の燃料棒を束ねた、原子炉に用いる燃料体を囲繞するチャンネルボックスにおいて、角筒状の外筒と、前記外筒の内部を、前記外筒の軸方向に延びる、前記燃料体を挿入できる燃料体領域および冷却材を排除するストリーミング部に分離する分離手段と、を有することを特徴とする。

また、本発明は、角筒状のチャンネルボックスによって囲繞して原子炉に用いる原子燃料体において、軸方向に延びる円筒状の被覆管に核燃料物質を収めた複数の燃料棒と、冷却材が排除されるストリーミング部を形成する、前記燃料棒の軸方向に延びる両端が閉じたストリーミング円筒と、前記燃料棒および前記ストリーミング円筒を、燃料領域の内部に配列して保持する燃料棒支持手段と、を有することを特徴とする。

また、本発明は、原子炉に用いる原子燃料集合体の組み立て方法において、軸方向に延びる円筒状の被覆管に核燃料物質を収めた複数の燃料棒と、前記燃料棒の軸方向に垂直な方向に広がる燃料領域の内部に前記燃料棒を配列して保持する燃料棒支持手段とを備えた原子燃料体を製造する工程と、前記燃料領域を囲繞する角筒状の外筒と、前記外筒の内部を、前記外筒の軸方向に延びる燃料体領域と、前記外筒の軸方向に延びる中空のストリーミング部とに分離する分離手段とを備えたチャンネルボックスを製造する工程と、前記燃料体を前記チャンネルボックスに挿入する工程と、を有することを特徴とする。

また、本発明は、原子炉に用いる原子燃料集合体の組み立て方法において、軸方向に延びる円筒状の被覆管に核燃料物質を収めた複数の燃料棒と、冷却材が排除されるストリーミング部を形成する、前記燃料棒の軸方向に延びる両端が閉じたストリーミング円筒と、前記燃料棒の軸方向に垂直な方向に広がる燃料領域の内部に前記燃料棒およびストリーミング円筒を配列して保持する燃料棒支持手段とを備えた原子燃料体を製造する工程と、角筒状の外筒を備えて前記燃料体を挿入できる燃料体領域を形成したチャンネルボックスを製造する工程と、前記燃料体を前記チャンネルボックスに挿入する工程と、を有することを特徴とする。

本発明によれば、原子炉において、容易に中性子の漏れを大きくしてボイド係数を改善することができる。

本発明に係る原子燃料集合体および原子炉の炉心の実施形態を、図面を参照して説明する。なお、同一または類似の構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。

［実施形態１］
図１は本発明に係る実施形態１の原子燃料集合体であって、（ａ）は横断面図、（ｂ）は側面図である。図２は、実施形態１の原子燃料体であって、（ａ）は横断面図、（ｂ）は側面図である。図３は、実施形態１のチャンネルボックスであって、（ａ）は横断面図、（ｂ）は側面図である。

原子燃料集合体３０は、図２に示す原子燃料体２１および図３に示すチャンネルボックス２０から構成される。

原子燃料体２１は、図２に示すように燃料領域４３に細長い円筒状の燃料棒１を、燃料棒１の軸方向に垂直な方向に規則的に配列したものである。この配列は、たとえば三角格子状に稠密配置することができる。稠密配置することにより、核燃料物質（Ｕ２３５、Ｐｕ２３９など）に対する減速材（水）の割合を高めることができ、低減速スペクトル炉心を実現することができる。燃料棒１の内部には、核燃料物質が収められていて、核燃料物質が収められた部分を燃料有効部と呼ぶ。

燃料棒１は、たとえば、軸方向下端部に配置された下部タイプレート２２、軸方向上端部に配置された上部タイプレート２４、並びに、下部タイプレート２２および上部タイプレート２４の間に複数配置されたスペーサ２３によって、その間隔が保持されている。

なお、燃料棒の配列は三角格子に限定されるものではなく、下部タイプレート２２、上部タイプレート２４またはスペーサ２３以外で燃料棒の間隔を保持してもよい。

チャンネルボックス２０は、図３に示すように角柱状の外筒３の内部の四隅に、ストリーミング部２（ストリーミングチャンネル）を形成するように、軸方向に延びた分離板４０が取り付けられている。分離板４０と外筒３で形成されるストリーミング部２を密閉するように、密閉板４１が外筒３の両端部に取り付けられている。

また、分離板４０と外筒３の間には、周囲の水圧によるストリーミング部２の変形を抑制するために、支持板９が取り付けられている。なお、チャンネルボックス２０には、外筒３の一部および分離板４０によって、原子燃料体２１が挿入される燃料体領域４２が形成されている。

ストリーミング部２は、冷却材を排除して、冷却材よりも中性子の減速能が小さくなるようにされており、たとえば空気やヘリウムで満たされている。さらに、分離板４０の変形を抑制するために、ストリーミング部２の内部を加圧しておいてもよい。

チャンネルボックス２０の燃料体領域４２に、原子燃料体２１が収められたものが原子燃料集合体３０である。

図４は、実施形態１の原子燃料集合体を用いた原子炉の炉心の横断面図であって、（ａ）は全体図、（ｂ）は一部の拡大図である。

この原子炉の炉心は、実施形態１の原子燃料集合体３０と、ストリーミングチャンネルを持たない図４（ｂ）に示す通常の原子燃料集合体３１を用いたものである。ほぼ円筒形状をなす原子炉の炉心を構成するように、４体の制御棒３２で囲まれる領域に一体の原子燃料集合体３０，３１を配置している。なお、実施形態１の原子燃料集合体３０と、ストリーミングチャンネルを持たない通常の原子燃料集合体３１の数は、図４で示したものに限定されるものではなく、たとえば、すべて実施形態１の原子燃料集合体３０で構成してもよい。

本実施形態の原子燃料集合体３０や、それを用いた原子炉の炉心は、ストリーミングチャンネルによる中性子の漏れを利用することにより、負のボイド反応度効果を得ることができる。出力が上昇し、燃料部のボイド率が上昇すると、中性子が外部に漏れやすくなり、負の反応度効果が与えられる。

図５は、ストリーミングチャンネルの効果を実証するための臨界実験の体系を示す横断面図である。

臨界実験は、正方格子状に配列された燃料棒で囲まれた領域に、ストリーミングチャンネル模擬中空ステンレス鋼管を配置し、内部にポリエチレン領域と中空領域を構築して実施した。ポリエチレン領域は水を模擬しており、ポリエチレン厚さを変えることにより、水密度の変化を模擬している。原子炉において出力が上昇するとストリーミングチャンネル周囲の領域にボイドが発生し、水密度が減少する。この状況を模擬するために、原子炉運転時のボイド率に相当するポリエチレン厚さを設定し、反応度を測定した。

図６は、ストリーミングチャンネルの効果を実証するための臨界実験の結果を示すグラフであって、（ａ）はボイド率に対する反応度の変化、（ｂ）はボイド率に対する移動面積の変化である。

臨界試験から得られた、ストリーミングチャンネルの周囲のボイド率に対する反応度の変化（図６（ａ））から、ストリーミングチャンネルの周囲のボイド率が高くなるにつれ、ストリーミング効果によって負の反応度効果が得られることがわかる。

また、この臨界実験から、ストリーミングチャンネル周囲のボイド率の変化による反応度変化は、一般的な臨界方程式である式（１）で表せることがわかった。

ｋ_ｅｆｆ＝ｋ_∞／（１＋Ｍ^２Ｂ^２） （１）
ここで、ｋ_ｅｆｆは実効増倍率、ｋ_∞は無限増倍率、Ｍ^２は移動面積、Ｂ^２はバックリングである。

式（１）において、ｋ_ｅｆｆの変化がトータル反応度効果であり、１／（１＋Ｍ^２Ｂ^２）の変化がストリーミング効果である。

移動面積Ｍ^２は中性子の飛行距離と密接な関係があり、水密度が低く、ボイド率が高い場合は、中性子と水素原子が衝突する確率が低くなり、移動面積Ｍ^２は大きくなる。バックリングＢ^２は炉心の大きさおよび中性子束分布と密接な関係があり、体系に大きく依存する。小さな体系であるほどバックリングＢ^２は大きくなる。即ち、ボイド率が高く、体系が小さければ、Ｍ^２Ｂ^２の値は大きくなり、１／（１＋Ｍ^２Ｂ^２）は小さくなるため、実効増倍率ｋ_ｅｆｆは負の方向にシフトする。即ちボイド係数は負の方向に変化する。

移動面積Ｍ^２の値には飛行距離の長い高エネルギー中性子が大きな影響を与える。核分裂で発生する高エネルギー中性子は常温の水中であれば、数ｃｍ程度の距離を飛行することができる。飛行距離はボイド率が大きくなるほど長くなり、低減速スペクトル炉では１０ｃｍ以上の距離を中性子は飛行することができる。

図６（ｂ）で示した実験時の移動面積Ｍ^２の変化から、ボイド率が高くなると移動面積Ｍ^２が大きくなり、この結果として、負のボイド反応度効果が得られるというストリーミングチャンネルの反応度効果が明らかになった。

通常、原子炉の炉心の大きさは固定されており、中性子束分布もほぼ一定である。したがって、ストリーミングチャンネルによる負のボイド反応度効果は移動面積Ｍ^２の変化に支配されているといえる。一方、移動面積Ｍ^２はストリーミングチャンネルの存在しない沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）でも変化することが知られている。これは、原子燃料集合体内のボイド率が変化することにより、減速材である水密度が減少し、中性子と水素原子が衝突する確率が低くなり、移動面積Ｍ^２は大きくなる。

つまり、原子燃料集合体内に小型のストリーミングチャンネルを分散させて配置し、従来ＢＷＲの原子燃料集合体内で生じるボイド率変化による移動面積Ｍ^２の変化よりも、大きな移動面積Ｍ^２の変化を生じさせることにより、ボイド反応度効果の改善を図ることができる。

本実施形態では、プルトニウムを有効活用するために、ウランからプルトニウムへの転換効率を高めた低減速スペクトル炉に、単一の原子燃料集合体内に小さなストリーミングチャンネルを分散させている。これにより、特別な大型のストリーミングチャンネル燃料集合体を用いることなく、中性子の漏れを大きくし、負のボイド反応度効果を確保することができる。このボイド反応度効果は、大型のストリーミングチャンネルを用いた場合と、同程度とすることも可能である。このように、原子炉の固有の安全性を確保するための因子の一つであるボイド係数を改善することができる。

［実施形態２］
図７は、本発明に係る実施形態２の原子燃料集合体の横断面図である。

本実施形態は、ストリーミング部２を形成する分離板４０を支持するために、実施形態１の支持板９の代わりに、外筒３および分離板４０に接する円管状の構造強化管１０を用いたものである。円管は製造が容易で強度も高いという利点を有しているため、容易に分離板４０の変形を抑制することができる。

［実施形態３］
図８は、本発明に係る実施形態３の原子燃料集合体の横断面図である。

本実施形態は、ストリーミング部を形成するために、ストリーミング円筒１１を導入している。ストリーミング円筒１１は、両端が閉じた、中空の円筒である。このストリーミング円筒１１を、実施形態１のストリーミング部２に相当する部分に配置している。複数の円管でストリーミング部を形成しているため、製作は容易であり、また、構造上の強度も高い。

なお、このストリーミング円筒１１は、外筒３に取り付けて、チャンネルボックス２０の一部としてもよいし、下部タイプレート２２などに取り付けて原子燃料体２１の一部としてもよい。

［実施形態４］
図９は、本発明に係る実施形態４の原子燃料集合体の、（ａ）は横断面図、（ｂ）は一部拡大斜視図である。

本実施形態は、実施形態１の原子燃料集合体３０に比べてストリーミング部２を若干小さくし、ストリーミング部２と燃料体領域４２の間に水ギャップ領域４を設けている。また、軸方向の少なくとも一箇所に分離板４０から燃料体領域４２に向かって突出した水ギャップ隔離板１６を設けている。

図１０は、実施形態４の原子燃料集合体を流れる冷却材の流れを模式的に示した縦断面図である。

下方から流れる冷却材は、水ギャップ隔離板１６にぶつかって、燃料体領域４２の内部で燃料棒１の間を流れるため、水ギャップ領域４のボイド率は、軸方向位置が同じ燃料体領域におけるボイド率に近くなる。

低ボイド率時には、水ギャップ領域４の水は、中性子の漏れを防ぐ壁の役割をする。一方、高ボイド率時はこの壁が取り払われることとなり、水ギャップ領域４のボイド率は燃料体領域４２のボイド率と近づく。このため、出力上昇時には、燃料部のボイド率上昇に伴い、水ギャップ領域４のボイド率も上昇する。つまり、出力の上昇に伴って、中性子が漏れやすくなるため、低ボイド率時と高ボイド率時で中性子の漏れの変化をより大きくすることができる。したがって、より大きな負のボイド反応度効果が得られる。

図１１は、ボイド係数を計算によって求めた第一の例であって、（ａ）は計算モデル、（ｂ）は燃焼度に対するボイド係数の変化のグラフである。

この計算は、本実施形態を模擬した設計例として、原子燃料集合体ピッチを３１ｃｍ、原子燃料集合体高さを２ｍ、集合体取出燃焼度を４５ＧＷｄ／ｔとした場合のものである。図１１（ｂ）から、原子燃料集合体３０の取出しまで、負のボイド係数（ボイド反応度係数）を維持できることがわかる。

なお、本発明はこの設計例に限定されるものではなく、負のボイド係数を維持したまま、集合体取出燃焼度を増加させることも可能である。

［実施形態５］
図１２は、本発明に係る実施形態５の原子燃料集合体の、（ａ）は横断面図、（ｂ）は一部拡大斜視図である。

本実施形態の原子燃料集合体３０は、実施形態４の原子燃料集合体に、ギャップ隔離板１６を挟んで分離板４０の反対側に水ギャップ仕切り板１２を取り付けたものである。また、ギャップ隔離板１６の代わりに、主たる冷却材の流れの方向に貫通する孔４４が形成されたボイド調整用スペーサ１３が取り付けられている。なお、分離板４０と水ギャップ仕切り板１２の間が、水ギャップ領域４である。

図１３は、実施形態５の原子燃料集合体を流れる冷却材の流れを模式的に示した縦断面図である。

冷却材は、下部から水ギャップ領域４を上昇し、主たる冷却材の流れの方向の途中に位置するボイド調整用スペーサ１３によって圧損抵抗が変化し、流量が制限され、主たる冷却材の流れの方向の下流側におけるボイド率が高まる。これによって、水ギャップ領域４のボイド率が燃料体領域４２と近くなる。

また、水ギャップ領域４のボイド率をさらに高めるために、水ギャップ領域４の冷却材の流れの途中に、中性子およびガンマ線吸収により発熱する発熱体１５を配置してもよい。この発熱体としては、制御棒材としても実績の高いハフニウムを用いることができる。

［実施形態６］
図１４は、本発明に係る実施形態６の原子燃料集合体の、（ａ）は横断面図、（ｂ）は一部拡大斜視図である。

本実施形態の原子燃料集合体３０は、角筒上の外筒３を有するチャンネルボックスにほぼ正方形の燃料体領域４２に燃料体を挿入したものである。外筒３と燃料体領域４２の間には、水ギャップ領域４が形成されている。本実施形態のチャンネルボックスには、外筒３の軸方向の少なくとも一箇所に、外筒３から燃料体領域４２に向かって、ほぼ水ギャップ領域と同じ幅に突出した水ギャップ隔離板１６が設けられている。

図１５は、実施形態６の原子燃料集合体を流れる冷却材の流れを模式的に示した縦断面図である。

下方から流れる冷却材は、水ギャップ隔離板１６にぶつかって、燃料体領域４２の内部で燃料棒１の間を流れるため、水ギャップ領域４のボイド率は、軸方向位置が同じ燃料体領域におけるボイド率とほぼ等しくなる。出力上昇時の水ギャップ領域４のボイド率上昇は中性子の漏れを促進し、負のボイド反応度効果を与えるため、水ギャップ領域４のみでも負のボイド反応度効果が得られる。

図１６は、ボイド係数を計算によって求めた第二の例であって、（ａ）は計算モデル、（ｂ）は燃焼度に対するボイド係数の変化のグラフである。

この計算は、本実施形態を模擬した設計例として、原子燃料集合体ピッチを３１ｃｍ、原子燃料集合体高さを２ｍ、集合体取出燃焼度を４５ＧＷｄ／ｔとした場合のものである。図１６（ｂ）から、原子燃料集合体３０の取出しまで、負のボイド係数（ボイド反応度係数）を維持できることがわかる。

なお、本発明はこの設計例に限定されるものではなく、負のボイド係数を維持したまま、集合体取出燃焼度を増加させることも可能である。

実施形態１ないし実施形態５では、ストリーミング部（ストリーミングチャンネル）を冷却材の流路とは別に確保していたが、本実施形態のようにストリーミング部を冷却材の流路とは別に確保しなくても、ストリーミング効果を得ることができる。つまり、水ギャップ隔離板１６で冷却材が燃料体領域４２を通るようにすることにより、水ギャップ領域４のボイド率が燃料体領域１６とほぼ同じになり、ストリーミング部の代わりになる。

本実施形態では、実施形態１ないし実施形態５に示したようなストリーミング部を冷却材流路と分離した原子燃料集合体より、水ギャップ領域４を大きめに設定する必要があるため、プルトニウムの転換効率が悪くなる可能性があるが、原子燃料集合体の構造を簡素化できるという利点がある。

なお、水ギャップ隔離板１６は、チャンネルボックスに取り付けるのではなく、原子燃料体に取り付けることによって、チャンネルボックスは通常の原子燃料集合体に用いるものと同一のものを用いることができる。この場合には、たとえば燃料棒の間隔を保持するためのスペーサ２３から、チャンネルボックス側に向かって突出した水ギャップ隔離板を、原子燃料集合体に取り付ければよい。

［実施形態７］
図１７は、本発明に係る実施形態７の原子燃料集合体を流れる冷却材の流れを模式的に示した縦断面図である。

本実施形態の原子燃料集合体では、水ギャップ隔離板１６が冷却材の主たる流動方向に傾いている。つまり、図１７において、水ギャップ隔離板１６が外筒３に接続している部分は、燃料体領域４２に接続している部分よりも低い位置にある。このように配置した水ギャップ隔離板１６を用いることにより、水ギャップ隔離板１６への水の抵抗を軽減し、水ギャップ隔離板１６の破損を抑制することができる。

また、図９および図１０を用いて説明した実施形態４の原子燃料集合体においても、水ギャップ隔離板１６が分離板４０に接続している部分が、燃料体領域４２に接続している部分より低い位置になるように配置することにより、同様の効果が得られる。

［実施形態８］
図１８は、本発明に係る実施形態８の（ａ）は原子燃料集合体の横断面図、（ｂ）は燃料棒の縦断面図、（ｃ）は中空ストリーミング棒の縦断面図である。

本実施形態の原子燃料集合体３０は、角筒状の外筒３の内部に、燃料領域の外周部に中空ストリーミング棒６を、その内側に通常の燃料棒１を配列したものである。中空ストリーミング棒６は、冷却材の主たる流動方向の上流側に核燃料物質７が収められている領域があり、下流側には中空の領域がある。

このような原子燃料集合体３０は、実施形態７の原子燃料集合体よりも水ギャップ領域４を小さくしても、水ギャップ領域４と中空ストリーミング棒６の中空部分がストリーミング部（ストリーミングチャンネル）の代わりとなり、ストリーミング効果を得ることができる。このため、ボイド率が高い上部でストリーミング効果を高め、下部ではPu転換効率を高めることができる。また、水ギャップ領域の体積を調節することができ、負のボイド反応度効果とPu転換効率の最適な値を調整することができる。

さらに、中空ストリーミング棒６は、通常の燃料棒１から核燃料物質７を一部取り除いただけであるため、製作が容易であるという利点もある。また、中空ストリーミング棒６から、すべての核燃料物質７を取り除いてもよい。

なお、以上の説明は単なる例示であり、本発明は上述の各実施形態に限定されず、様々な形態で実施することができる。

本発明に係る実施形態１の原子燃料集合体であって、（ａ）は横断面図、（ｂ）は側面図である。 本発明に係る実施形態１の原子燃料体であって、（ａ）は横断面図、（ｂ）は側面図である。 本発明に係る実施形態１のチャンネルボックスであって、（ａ）は横断面図、（ｂ）は側面図である。 本発明に係る実施形態１の原子燃料集合体を用いた原子炉の炉心の横断面図であって、（ａ）は全体図、（ｂ）は一部の拡大図である。 ストリーミングチャンネルの効果を実証するための臨界実験の体系を示す横断面図である。 ストリーミングチャンネルの効果を実証するための臨界実験の結果を示すグラフであって、（ａ）はボイド率に対する反応度の変化を示し、（ｂ）はボイド率に対する移動面積の変化を示すグラフである。 本発明に係る実施形態２の原子燃料集合体の横断面図である。 本発明に係る実施形態３の原子燃料集合体の横断面図である。 本発明に係る実施形態４の原子燃料集合体を示し、（ａ）は横断面図、（ｂ）は一部拡大斜視図である。 本発明に係る実施形態４の原子燃料集合体を流れる冷却材の流れを模式的に示した縦断面図である。 ボイド係数を計算によって求めた第一の例であって、（ａ）は計算モデル、（ｂ）は燃焼度に対するボイド係数の変化のグラフである。 本発明に係る実施形態５の原子燃料集合体を示し、（ａ）は横断面図、（ｂ）は一部拡大斜視図である。 本発明に係る実施形態５の原子燃料集合体を流れる冷却材の流れを模式的に示した縦断面図である。 本発明に係る実施形態６の原子燃料集合体を示し、（ａ）は横断面図、（ｂ）は一部拡大斜視図である。 本発明に係る実施形態６の原子燃料集合体を流れる冷却材の流れを模式的に示した縦断面図である。 ボイド係数を計算によって求めた第二の例であって、（ａ）は計算モデル、（ｂ）は燃焼度に対するボイド係数の変化のグラフである。 本発明に係る実施形態７の原子燃料集合体を流れる冷却材の流れを模式的に示した縦断面図である。 本発明に係る実施形態８の原子燃料集合体を示し、（ａ）は横断面図、（ｂ）は燃料棒の縦断面図、（ｃ）は中空ストリーミング棒の縦断面図である。

符号の説明

１…燃料棒、２…ストリーミング部、３…外筒、４…水ギャップ領域、６…中空ストリーミング棒、７…核燃料物質、９…支持板、１０…構造強化管、１１…ストリーミング円筒、１２…水ギャップ仕切り板、１３…ボイド率調整スペーサ、１５…発熱体、１６…ギャップ隔離板、２０…チャンネルボックス、２１…原子燃料体、２２…下部タイプレート、２３…上部タイプレート、３０…原子燃料集合体、３１…通常の原子燃料集合体、１…、４０…分離板、４１…密閉板、４２…燃料体領域、４３…燃料領域。

Claims (23)

1. 原子炉に用いる原子燃料集合体において、
   軸方向に延びる円筒状の被覆管に核燃料物質を収めた複数の燃料棒と、
   前記燃料棒の軸方向に垂直な方向に広がる燃料領域の内部に前記燃料棒を配列して保持する燃料棒支持手段と、
   前記燃料領域を囲繞する角筒状の外筒と、
   前記外筒の内部を、前記外筒の軸方向に延びる燃料体領域と、前記外筒の軸方向に延びる中空のストリーミング部とに分離する分離手段と、
   を有することを特徴とする原子燃料集合体。
2. 前記分離手段は、前記外筒の軸方向に延びる分離板、および、前記外筒の入口端および出口端に位置する密閉板によって、前記ストリーミング部を密閉するものであることを特徴とする請求項１記載の原子燃料集合体。
3. 前記分離板の変形を抑制するために前記ストリーミング部の内部に設けられた前記分離板の支持手段を有することを特徴とする請求項２記載の原子燃料集合体。
4. 前記支持手段は、前記分離板と前記外筒との間に挿入された板状の支持板であることを特徴とする請求項３記載の原子燃料集合体。
5. 前記支持手段は、前記外筒および前記分離板に接する円管であることを特徴とする請求項３記載の原子燃料集合体。
6. 前記分離手段は、前記外筒の内部に取り付けられた両端が閉じた円筒状のストリーミング円筒であることを特徴とする請求項１記載の原子燃料集合体。
7. 前記外筒の軸方向の少なくとも一箇所に前記分離板から前記燃料領域に向かって突出した、ギャップ仕切り板を有することを特徴とする請求項２ないし請求項５いずれか記載の原子燃料集合体。
8. 前記ギャップ仕切り板は、前記分離板から前記燃料領域に向かって、前記冷却材の主たる流動方向に傾いていることを特徴とする請求項７記載の原子燃料集合体。
9. 前記ギャップ仕切り板には少なくとも１つの貫通部が形成されていて、
   前記ギャップ仕切り板を挟んで前記分離板の反対側に位置し、前記外筒の軸方向に延びて、前記冷却材が流れる前記外筒の両端部をつなぐギャップ領域を形成するギャップ隔離板を有することを特徴とする請求項７記載の原子燃料集合体。
10. 前記分離板に対して前記冷却材の主たる流動方向の上流位置に配置された、中性子およびガンマ線の少なくとも一方を吸収して発熱する発熱体を有することを特徴とする請求項７ないし請求項９いずれか記載のチャンネルボックス。
11. 前記発熱体の一部はハフニウムでできていることを特徴とする請求１０記載の原子燃料集合体。
12. 原子炉に用いる原子燃料集合体において、
    軸方向に延びる円筒状の被覆管に核燃料物質を収めた複数の燃料棒と、
    前記燃料棒の軸方向に垂直な方向に広がる燃料領域の内部に前記燃料棒を配列して保持する燃料棒支持手段と、
    前記燃料領域を囲繞する角筒状の外筒と、
    前記外筒の軸方向の少なくとも一箇所に前記外筒から内側に向かって突出したギャップ仕切り板と、
    を有することを特徴とする原子燃料集合体。
13. 前記ギャップ仕切り板は、前記外筒の内側に向かって、前記冷却材の主たる流動方向に傾いていることを特徴とする請求項１２記載の原子燃料集合体。
14. 原子炉に用いる原子燃料集合体において、
    軸方向に延びる円筒状の被覆管に核燃料物質を収めた複数の燃料棒と、
    冷却材が排除されるストリーミング部を形成する、前記燃料棒の軸方向に延びる両端が閉じたストリーミング円筒と、
    前記燃料棒の軸方向に垂直な方向に広がる燃料領域の内部に前記燃料棒および前記ストリーミング円筒を配列して保持する燃料棒支持手段と、
    前記燃料領域を囲繞する角筒状の外筒と、
    を有することを特徴とする原子燃料集合体。
15. 前記ストリーミング円筒は、前記燃料棒の軸方向に垂直な方向に向かって、少なくとも一本の前記燃料棒よりも外側に位置していることを特徴とする請求項１４記載の原子燃料集合体。
16. 前記ストリーミング円筒は、前記被覆管と同じ内径および肉厚の管を用いたものであることを特徴とする請求項１４または請求項１５記載の原子燃料集合体。
17. 前記ストリーミング円筒の、前記冷却材の主たる流動方向の上流側の一部には、核燃料物質が収められていることを特徴とする請求項１６記載の原子燃料集合体。
18. 前記燃料棒は、三角格子状に配列されていることを特徴とする請求項１ないし請求項１７いずれか記載の原子燃料集合体。
19. 軸方向に延びる円筒状の被覆管に核燃料物質を収めた複数の燃料棒を束ねた、原子炉に用いる燃料体を囲繞するチャンネルボックスにおいて、
    角筒状の外筒と、
    前記外筒の内部を、前記外筒の軸方向に延びる燃料体領域と、前記外筒の軸方向に延びる中空のストリーミング部とに分離する分離手段と、
    を有することを特徴とするチャンネルボックス。
20. 軸方向に延びる円筒状の被覆管に核燃料物質を収めた複数の燃料棒を束ねた、原子炉に用いる燃料体を囲繞するチャンネルボックスにおいて、
    角筒状の外筒と、
    前記外筒の軸方向の少なくとも一箇所に前記外筒から内側に向かって突出したギャップ仕切り板と、
    を有することを特徴とするチャンネルボックス。
21. 角筒状のチャンネルボックスによって囲繞して原子炉に用いる原子燃料体において、
    軸方向に延びる円筒状の被覆管に核燃料物質を収めた複数の燃料棒と、
    冷却材が排除されるストリーミング部を形成する、前記燃料棒の軸方向に延びる両端が閉じたストリーミング円筒と、
    前記燃料棒および前記ストリーミング円筒を、燃料領域の内部に配列して保持する燃料棒支持手段と、
    を有することを特徴とする原子燃料体。
22. 原子炉に用いる原子燃料集合体の組み立て方法において、
    軸方向に延びる円筒状の被覆管に核燃料物質を収めた複数の燃料棒と、前記燃料棒の軸方向に垂直な方向に広がる燃料領域の内部に前記燃料棒を配列して保持する燃料棒支持手段とを備えた原子燃料体を製造する工程と、
    前記燃料領域を囲繞する角筒状の外筒と、前記外筒の内部を、前記外筒の軸方向に延びる燃料体領域と、前記外筒の軸方向に延びる中空のストリーミング部とに分離する分離手段とを備えたチャンネルボックスを製造する工程と、
    前記燃料体を前記チャンネルボックスに挿入する工程と、
    を有することを特徴とする原子燃料集合体の組み立て方法。
23. 原子炉に用いる原子燃料集合体の組み立て方法において、
    軸方向に延びる円筒状の被覆管に核燃料物質を収めた複数の燃料棒と、冷却材が排除されるストリーミング部を形成する、前記燃料棒の軸方向に延びる両端が閉じたストリーミング円筒と、前記燃料棒の軸方向に垂直な方向に広がる燃料領域の内部に前記燃料棒およびストリーミング円筒を配列して保持する燃料棒支持手段とを備えた原子燃料体を製造する工程と、
    角筒状の外筒を備えて前記燃料体を挿入できる燃料体領域を形成したチャンネルボックスを製造する工程と、
    前記燃料体を前記チャンネルボックスに挿入する工程と、
    を有することを特徴とする原子燃料集合体の組み立て方法。

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