JP2523721B2 - 原子炉燃料集合体 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 ［発明の目的］ （産業上の利用分野） 本発明は、沸騰水型原子炉（以下BWRと称す）に装荷
される原子炉燃料集合体に関する。

（従来の技術） 第15図にBWRに装荷される燃料集合体の縦断面図を示
す。燃料集合体は、四角筒のチャンネルボックス１と、
このチャンネルボックス１の内部に収納される燃料バン
ドル２から構成される。

また、燃料バンドル２は、チャンネルボックス１の上
下部に嵌込まれた上部タイプレート３および下部タイプ
レート４と、チャンネルボックス１内部に軸方向に沿っ
て間隔を置いて設置された複数個のスペーサ５と、この
スペーサを貫通し上下部タイプレート３、４に両端を固
定された複数本の燃料棒６とから構成される。なお、ス
ペーサ５は、燃料棒６を正方格子状に整列支持する。ま
た上下部タイプレート３、４には、冷却水通路用の孔が
複数個設けられている。

通常の出力運転状態では、上記燃料集合体に対してサ
ブクール度の小さい冷却水が下部タイプレート４の孔か
ら燃料棒６間に流入し、燃料棒６間を下部から上方に流
れるにつれ、燃料棒６により加熱され、沸騰し気液２相
流となって上部タイプレート３から流出していく。燃料
集合体出口におけるボイド率（冷却水中に蒸気が占める
体積率）は70％前後であり、また軸方向平均して40％前
後のボイド率となっている。

上記燃料棒６は、通常運転時はもちろん、予想しうる
運転上の過渡状態、すなわち運転員の単一誤操作また
は、機器の単一事故によって生ずる過渡状態において
も、燃料ペレットおよび核分裂生成物を被覆管の内部に
完全に保持するため、熱的限界から一定の余裕を確保し
て運転するよう考慮されている。

燃料集合体の熱的限界は、第16図のグラフに示すドラ
イアウト点Ｃと呼ばれ、沸騰曲線において核沸騰領域Ｂ
−Ｃから遷移沸騰領域Ｃ−Ｄに移行する時の熱流束が限
界熱流束と定義されている。

通常運転時のBWR高クォリティ（冷却水中の蒸気流量
率）条件下の２相流流動様式は、環状流状態であり、固
体表面に液膜、一方固体間の冷却材流路中央部は液筒お
よび蒸気の２相流が鉛直上向きに流れる。燃料棒壁面の
液膜流れは、被覆管からの加熱による液の蒸発と、流動
による液膜表面からの２相流中への液の飛散と、逆に２
相流中から液膜表面への液滴付着により決定され、燃料
集合体出口に近付くにつれ、次第に薄膜化していく。こ
の流動様式は安定した状態であり、被覆管表面温度は、
冷却水の飽和温度付近で一定に保たれている。一方、被
覆管からの熱流束が過大となり、被覆管表面温度が増大
して、液膜厚さがゼロとなるドライアウト状態に至る
と、被覆管表面温度と冷却水飽和温度との差が著しく増
して不安定な沸騰状態となる。

このドライアウト点は、被覆管破損に直ちに結びつく
限界点ではないが、高い温度で長時間運転すると被覆材
の劣化により燃料棒６の健全性が低下するため、燃料棒
６としてはドライアウト点に対し、通常運転時および過
渡変化時のどちらにおいても十分な余裕を確保して運転
されなければならない。

第17図に太径ウォータロッドを装荷した従来の燃料集
合体を示す。

この燃料集合体においては、燃料棒６は、９×９の正
方格子状に配列され、中央に円形の太径ウォータロッド
８が配置される。太径ウォータロッド８の内側には、殆
ど加熱されない未飽和水が流れ、燃料集合体中の水素対
ウラン235の原子数比を適正な範囲に保っている。

（発明が解決しようとする問題点） しかしながら、上記説明の従来の原子炉燃料集合体で
は、チャンネルボックス１近傍では、冷却水流路面積が
小さいことに加えて冷却水漏れ縁長さが長いため、摩擦
圧損が大きく質量流束が小さくなるので、冷却能力が劣
る傾向がある。また、四方を燃料棒６に囲まれた通常の
流路でも、燃料間隔が密に配置されている場合、冷却能
力が劣る場合がある。

一方、太径ウォータロッド８の外周面では、太径ウォ
ータロッド８と燃料棒６との間隔が小さすぎない場合に
は、低ボイド率のため、燃料棒６表面と比較して相対的
に厚い液膜流れが形成され、燃料棒６の除熱に寄与しな
い冷却水が流れて、太径ウォータロッド８が太径になる
程、燃料集合体の冷却能力を低下させていた。なかでも
特に、太径ウォータロッド８の対角部に位置するギャッ
プ部10では、冷却水流路面積が大きいこと、冷却水漏れ
縁長さが小さいことから摩擦圧損が小さくなるので、質
量流束が大きく、加えて加熱量が小さいため低ボイド率
化が進んで、この部分に面した太径ウォータロッド８外
周面では液膜が一層厚くなり、大きな冷却水流量が無駄
に流れるという問題点があった。この結果、燃料集合体
の熱的限界が低下する可能性が考えられている。

また、太径ウォータロッド８は、一般に太径にするの
が核的に有利になるが、熱水力的には、上述したように
燃料棒冷却に用いられる冷却水の実行的な減少を招くこ
とに加えて、燃料棒６と太径ウォータロッド８との間隔
が小さくなる程、冷壁効果のため太径ウォータロッド８
に面した燃料棒６を流れる液膜の厚さを減じ、熱的余裕
を低下させるため、望ましい方向ではなく、一定の径以
上には太径にできない難点があった。

本発明は、かかる従来の問題点に対処してなされたも
ので、太径のウォータロッドを用いても、燃料の熱的限
界に対する余裕を小さくせず、十分な熱的健全性を確保
することのできる原子炉燃料集合体を提供しようとする
ものである。

［発明の構成］ （問題点を解決するための手段） すなわち本発明は、複数の燃料棒と、これらの燃料棒
よりも太径に形成され外周面に液膜剥離板を設けてなる
太径ウオータロッドとを、スペーサにより整列支持した
原子炉燃料集合体において、前記太径ウオーターロッド
は、長短２種類の辺を交互に持ち、長辺が燃料格子に平
行で、短辺が燃料格子とほぼ45度の角度をなす８角形の
断面を有する多面体からなり、前記液膜剥離板は、前記
太径ウオータロッドの外周面に形成される液膜流れ方向
に複数設けられ、各液膜剥離板は、それぞれ、前記太径
ウオーターロッドの長辺で薄肉化し、前記太径ウオータ
ロッドの短辺では厚肉化するとともに逆Ｖ字形状に形成
されていることを特徴とする。

（作 用） 上記構成の本願発明の原子炉燃料集合体は、太径ウオ
ーターロッドを、長短２種類の辺を交互に持ち、長辺が
燃料格子に平行、短辺が燃料格子とほぼ45度の角度をな
す８角形の断面を有する多面体で構成したので、円形の
断面を有する太径ウオータロッドに比べて、その対角部
に位置するギャップ部の冷却水流路面積が縮小されて、
液膜厚が均一化される。

また、液膜剥離板を、前記太径ウオーターロッドの長
辺で薄肉化し、太径ウオータロッドの短辺では厚肉化す
るとともに逆Ｖ字形状に形成したので、逆Ｖ字状の両側
から中央に向かって液膜水を集めその中心でほぼ45度方
向に指向性をもって液膜水を飛散させることにより、コ
ーナー部の燃料棒がドライアウトするのを一層効果的に
防止し、太径ウオータロッドを用いても燃料の熱的限界
に対する余裕を小さくせず、十分な熱的健全性を確保で
きる。

（実施例） 以下、本発明の詳細を図面に示す実施例について説明
する。

第１図は、本発明の一実施例の原子炉燃料集合体のス
ペーサを含まない部分の水平断面を示すもので、チャン
ネルボックス１内には、９行９列の格子状に72本の燃料
棒６が配列されており、チャンネルボックス１の中央に
位置して３行３列の格子位置を占める８角形太径ウォー
タロッド11が配置されている。

上記太径ウォータロッド11は、第２図に示すように構
成されており、格子と平行な長辺11aには水平方向に接
合された薄肉液膜剥離板12が、格子と45度の角度をなす
短辺11bには、厚肉液膜剥離板13が、軸方向に沿ってそ
れぞれ適当な間隔を置いて配置されている。

また、上記薄肉液膜剥離板12は、第３図に示すよう
に、鉛直方向長さ5mm、厚さ1mm程度のくさび型断面をし
た流路障害物であり、鉛直方向に流れる太径ウォータロ
ッド11外周面長辺11a上の液膜流れを妨げ、液滴を蒸気
流れ中に飛散させて、隣接燃料棒６の液膜厚さを増加さ
せ、冷却効果を高めると同時にドライアウトの可能性を
減じる。

一方、厚肉液膜剥離板13は、第４図に示すように、逆
Ｖ字形状に構成された流路障害物であり、その中央部Ａ
−Ａ断面は、第５図に示すように下面が上方へ向いたく
さび型形状に構成されており、その周辺部Ｂ−Ｂ断面
は、第６図に示すように下面が下方へ向いたくさび型形
状に構成されている。

すなわち、この厚肉液膜剥離板13は、鉛直方向に流れ
る短辺11b上の液膜流れを妨げ、その大部分を厚肉液膜
剥離板13中央部に誘導して、厚肉液膜剥離板13中央部で
液滴を燃料集合体対角方向に飛散させて、燃料集合体コ
ーナー部に位置する４組の９本の燃料棒６に液滴を供給
し、これらの冷却効果を高めると同時にドライアウトの
可能性を減じる。

第７図は、本発明の他の実施例の原子炉燃料集合体の
スペーサを含まない部分の水平断面を示すもので、チャ
ンネルボックス１内には、９本の燃料棒６毎に密なグル
ープにまとめ、グループ間の間隔を粗にした、９行９列
の格子状に72本の燃料棒６が配列されており、チャンネ
ルボックス１内の中央に位置して３行３列の格子位置を
占める８角形太径ウォータロッド11が配置されている。

８角形太径ウォータロッド11は、第８図に示すよう
に、その外形を前述の実施例と同様に形成されており、
格子と平行な長辺11aには薄肉液膜剥離板14が、格子と4
5度の角度をなす短辺11bには、厚肉液膜剥離板15が、軸
方向に沿ってそれぞれ適当な間隔を置いて配置されてい
る。

また、薄肉液膜剥離板14は、第９図に示すように鉛直
方向の長さ5mm程度のＶ字形状に構成された流路障害物
であり、その中央部Ｃ−Ｃ断面は、第10図に示すように
下面が下方へ向いたくさび型形状で厚さ1mm程度に構成
されており、その周辺部Ｄ−Ｄ断面は、第11図に示すよ
うに下面が下方へ向いたくさび型形状で厚さ2mm程度に
構成されている。

そして、この薄肉液膜剥離板14は、鉛直方向に流れる
太径ウォータロッド11外周面長辺11a上の液膜流れを妨
げ、一部を液滴として蒸気流れ中に飛散させて、隣接す
る燃料棒６の液膜厚さを増加させ、冷却効果を高めドラ
イアウトの可能性を減じると同時に、他を液膜として太
径ウォータロッド11の短辺11bに位置する厚肉液膜剥離
板15に誘導する。

一方、厚肉液膜剥離板15は、第12図に示すように逆Ｖ
字形状に構成された流路障害物であり、その中央部Ｅ−
Ｅ断面は、第13図に示すように下面が上方へ向いたくさ
び型形状に構成されており、その周辺部Ｆ−Ｆ断面は、
第14図に示すように下面が下方へ向いたくさび型形状に
構成されている。また、厚肉液膜剥離板15の両端は、薄
肉液膜剥離板14に滑らかに接続されている。

そして、この厚肉液膜反離板15は、短辺11b上の液膜
流れ、および長辺11aに設けた薄肉液膜剥離板14から供
給される液膜流れの鉛直上方への流れを妨げ、その大部
分を剥離板中央部分に誘導して、剥離板中央部分で液滴
を燃料集合体対角方向に飛散させ、燃料集合体コーナー
部に位置する４組の９本の燃料棒グループに液滴を供給
し、これらの冷却効果を高めると同時にドライアウトの
可能性を減じる。

なお、以上の実施例では、液膜剥離板12〜15を太径ウ
ォータロッド11各辺上で途中に切れ目を入れずに連続的
に設けた例について説明したが、チャンネル圧損の増加
を抑制するために、長辺11a上の燃料棒６に近接する部
分のみに10mm程度の幅の剥離板を各３ケ所ずつ設けるこ
ともできる。

また、以上の実施例では、本発明を９行９列の格子配
列を有する原子炉燃料集合体に適用した例について説明
したが、８行８列、あるいは10行10列等、他の格子配列
を有する原子炉燃料集合体に対しても、前者に対しては
太径ウォータロッド11径を２行２列の格子位置を占める
ように、一方後者に対してもウォータロッド径を３行３
例または４行４列の格子位置を占めるように設定するこ
とで、９行９列の燃料集合体と同様に適用することがで
きる。

なお、本発明の剥離板は直線的なものをＶ字状に組み
合わせたものとなっているが、これらは、断面形状が同
じ突起物をウォータロッド外周に波状に滑らかに形成し
たような剥離板であっても同様の効果が期待できる。ま
た、実施例ではウォータロッドの表面に断面が三角形の
突出部を山形につけ加えたようになっているが、ウォー
タロッドの表面をえぐり、あるいは、材料を凹ませる等
して、ウォータロッド表面の上流側をとび出させ、突起
を形成してもよい。

［発明の効果］ 以上述べたように、本発明の原子炉燃料集合体では、
太径ウオータロッドを、長短２種類の辺を交互に持ち、
長辺が燃料格子に平行で、短辺が燃料格子とほぼ45度の
角度をなす８角形の断面を有する多面体から構成したの
で、円形断面の場合に比べて、対角部に位置するギャッ
プ部の冷却水流路面積が縮小され、また、液膜剥離板
を、太径ウオータロッドの液膜流れ方向に複数設け、各
液膜剥離板を、それぞれ、長辺で薄肉化し、短辺で厚肉
化するとともに逆Ｖ字形状に形成したので、コーナー部
の燃料棒のドライアウトが効果的に防止され、太径のウ
ォータロッドを用いても、燃料の熱的限界に対する余裕
を小さくせず、十分な熱的健全性を確保することができ
る。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例の原子炉燃料集合体を示す横
断面図、第２図は第１図の太径ウォータロッドを示す斜
視図、第３図は第２図の薄肉液膜剥離板を示す縦断面
図、第４図は第２図の厚肉液膜剥離板を示す側面図、第
５図は第４図のＡ−Ａ断面図、第６図は第４図のＢ−Ｂ
断面図、第７図は他の実施例の原子炉燃料集合体を示す
横断面図、第８図は第７図の太径ウォータロッドを示す
斜視図、第９図は第７図の薄肉液膜剥離板を示す側面
図、第10図は第９図のＣ−Ｃ断面図、第11図は第９図の
Ｄ−Ｄ断面図、第12図は第７図の厚肉液膜剥離板を示す
側面図、第13図は第12図のＥ−Ｅ断面図、第14図は第12
図のＦ−Ｆ断面図、第15図は従来の原子炉燃料集合体を
示す縦断面図、第16図は表面熱流速と、被覆管表面温度
と冷却材温度との関係を示すグラフ、第17図は従来の原
子炉燃料集合体を示す横断面図である。 １……チャンネルボックス ６……燃料棒 11……太径ウォータロッド 11a……太径ウォータロッドの長辺 11b……太径ウォータロッドの短辺 12……薄肉液膜剥離板 13……厚肉液膜剥離板

Claims (1)

(57)【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】複数の燃料棒と、これらの燃料棒よりも太
   径に形成され外周面に液膜剥離板を設けてなる太径ウオ
   ータロッドとを、スペーサにより整列支持した原子炉燃
   料集合体において、前記太径ウオーターロッドは、長短
   ２種類の辺を交互に持ち、長辺が燃料格子に平行で、短
   辺が燃料格子とほぼ45度の角度をなす８角形の断面を有
   する多面体からなり、前記液膜剥離板は、前記太径ウオ
   ータロッドの外周面に形成される液膜流れ方向に複数設
   けられ、各液膜剥離板は、それぞれ、前記太径ウオータ
   ーロッドの長辺で薄肉化し、前記太径ウオータロッドの
   短辺では厚肉化するとともに逆Ｖ字形状に形成されてい
   ることを特徴とする原子炉燃料集合体。