JP4137457B2

JP4137457B2 - Boiling water reactor fuel assembly and nuclear reactor

Info

Publication number: JP4137457B2
Application number: JP2002025716A
Authority: JP
Inventors: 山隆夫影; 見亮司桝; 口裕子原; 山淳一小; 藤義朗工; 野靖平; 中章広山; 原康博増; 堀貴憲深
Original assignee: 株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン
Priority date: 2002-02-01
Filing date: 2002-02-01
Publication date: 2008-08-20
Anticipated expiration: 2022-02-01
Also published as: JP2003227891A

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、沸騰水型原子炉用の燃料集合体及びその燃料集合体を装荷した沸騰水型原子炉に関する。
【０００２】
【従来の技術】
沸騰水型原子力発電プラント（以下、「ＢＷＲ」と記す）においては、図１９に示すように原子炉格納容器１内に原子炉圧力容器２が設けられており、この原子炉圧力容器２内には複数の燃料集合体及び制御棒等からなる炉心３が配設されるとともに冷却材４（例えば水）が収容されている。冷却材４は再循環ポンプ５を有する再循環系６により強制循環されており、炉心３でウラン２３５（以下、「Ｕ２３５」と記す）の核分裂により発生した熱を受けることにより飽和水と飽和蒸気が混合した状態となり、炉心上部に移動する。そして、図示しない気水分離器及び蒸気乾燥器により乾燥状態となり、原子炉圧力容器２に接続された主蒸気配管系７を介してタービン８に送られタービン８を駆動させる。このタービン８の駆動により発電機９が回転され発電する。タービン８で仕事をした蒸気は復水器１０内に導入されて復水となり、復水ポンプ１１により給水加熱器１２に送られそこで昇温されたのちに給水ポンプ１３により再度原子炉圧力容器２内に供給される。
【０００３】
図２０は、上記構成のＢＷＲの典型的な運転特性図を示したものである。通常の運転は定格出力曲線、設計流量制御曲線、安定性制限曲線、最低ポンプ速度曲線、キャビテーション制限曲線、最大ポンプ速度曲線の各線上とそれらによって囲まれた領域内と自然循環曲線上で行われる。図２０の例では、定格出力は炉心流量が８５％（Ａ点）〜１０５％（Ｂ点）にかけて達成されている。原子炉の運転は、通常、サイクル初期では８５％流量近傍にあり、冷却材流量増による反応度利得を利用するためにサイクル燃焼度が進むに従い高流量側に移動し、サイクル末期では１０５％流量近傍となる。また炉心軸方向出力分布は、通常、サイクル初期では下歪みとなるよう炉心核設計を行い、炉心出口でのボイド率を高めている。これにより、ウラン２３８（以下、「Ｕ２３８」と記す）から、核分裂性物質であるプルトニウム２３９（以下、「Ｐｕ２３９」と記す）の生成が促進される。サイクル中期〜末期にかけてはＵ２３５に加えてＰｕ２３９を燃焼させる運転となるため、炉心軸方向出力分布は上歪み傾向となる。経済性を向上させた炉心では、上記炉心流量調整と、軸方向出力分布調整を可能とする核設計を組み合わせた最適化がなされている。
【０００４】
沸騰水型原子炉の炉心は、より具体的には、図２１に示すように構成されている。炉心内には複数の燃料集合体２０が挿入されており、４体の燃料集合体２０の中央部には制御棒２１が配設されている。また、炉心内には中性子束を検出するために複数個の局部出力領域モニタ２２（以下、「ＬＰＲＭ２２」という）が配置されている。
【０００５】
従来沸騰水型原子炉に採用されている燃料集合体２０は、図２２（ａ）、（ｂ）に示されている９×９燃料集合体の例のように、上部タイプレート２３および下部タイプレート２４、これらのタイプレートに両端が保持される複数の燃料棒２５およびウォータロッド２６、これらの燃料を束ねる燃料スペーサ２７、及びスペーサ２７で束ねれられた燃料棒束を取り囲み上部タイプレート２３に取り付けられるチャンネルボックス２８を備えている。燃料棒としては、高さが上部タイプレートまで達しない部分長の燃料棒２９が採用される場合もある。そして上記燃料集合体２０は、原子炉の炉心に格子状に装荷されるのが普通である。
【０００６】
ＢＷＲのチャンネルボックス２８の断面は、通常、コーナー部に半径約１ｃｍの曲率の四分割円を有する、約１３ｃｍ四方の擬似正方形である。その材質としては、ジルカロイが用いられる場合が多く、肉厚は、２ｍｍ〜３ｍｍ程度である。さらに、各燃料集合体２０は、図２３に示すように炉心支持板３０及び上部格子板３１で支持され、円筒形のシュラウド３２で囲まれている。冷却材４は、下方より、燃料支持金具３３のオリフィス及び下部タイプレート２４を経由してチャンネルボックス２８内に流入し、燃料集合体により熱せられ、沸騰により蒸気（ボイド）を発生し、気液二相流となる。現在運転されている商用ＢＷＲでの燃料集合体有効長さは、約３．７ｍである。
燃料集合体２０が格子状に装荷された場合、減速材である水の分布は、炉心上部ではウォータロッド２６の部分と隣合うチャンネルボックス２８の間の部分（水ギャップ部）に相対的に多くなる。
【０００７】
以上のような沸騰水型原子炉における燃料集合体としては、国内で商用の発電が行われて以来、７行７列型、８行８列型、改良８行８列型、高燃焼度８行８列型、そして９行９列型が採用されるに至っている。これらの改良により集合体当たりの核分裂性物質の収容量が増加し、集合体内濃縮度分布の最適化と可燃性毒物の最適配置により、高燃焼度化と長期運転サイクル化が実現されている。これと前記炉心流量調整幅の有効利用により、炉心の経済性は向上している。高燃焼度８×８燃料から９×９燃料では、燃料棒が燃料棒本数の増加によって総伝熱面積が増加するため、限界出力特性が改善される。また、高燃焼度化／長期運転サイクル化に伴うボイド反応度係数絶対値増加による過渡特性と核的要因に基づく安定性の悪化は、２本の太径ウォータロッドの採用等により防止されている。
【０００８】
図２４は水ギャップ面積と水ロッド面積の和を一定としたとき、両者の比率と冷温時反応度上昇量、及び、二相流領域の蒸気ボイド率が４０％のときの中性子無限増倍率との関係を示している。水ギャップ面積割合が大きいと、減速された中性子がギャップ水で無駄に吸収される割合が増し、過減速状態に近づくので冷温時反応度上昇は小さくなる。一方、水ロッド面積割合が大きいほど燃料集合体中の減速材分布が平坦化されるので通常運転時の中性子増倍率は高くなる。
【０００９】
なお、集合体格子の増加に伴う二相圧損増加による熱水力的要因に基づく安定性の悪化は、スペーサ圧損係数の低減と８本の部分長燃料棒、および、高圧損型下部タイプレートの採用により防止されている。
【００１０】
ここで、限界出力特性とは、与えられた運転条件下（出力、流量、圧力、入口エンタルピ）で、当該燃料集合体にて遷移沸騰が発生する出力閾値の高低を意味する。限界出力特性は、燃料集合体格子数の他に、炉心燃料格子形状（チャンネルボックスの内幅が広いＣ格子、Ｄ格子、Ｎ格子のグループと、チャンネルボックスの内幅が狭いＳ格子）、スペーサタイプ、ウォータロッド本数・形状・配置等によっても影響を受ける。このため、新燃料集合体の開発に当たっては、通常、実寸の模擬燃料集合体に対して、ＢＷＲ運転条件下での熱水力試験を行い、限界出力特性を確認している。さらに、試験結果は、ＢＷＲ燃料集合体についての熱水力解析コードを用いることにより、「限界クオリティ対沸騰長さ」のタイプの沸騰遷移相関式に整理される。その代表的なものとして米国ＧＥ社が開発したＧＥＸＬ相関式があり、現在運転中の商用ＢＷＲでは、燃料集合体タイプ毎に求められたＧＥＸＬ相関式を基にして、定常運転時の最小限界出力比（ＭｉｎｉｍｕｍＣｒｉｔｉｃａｌＰｏｗｅｒＲａｔｉｏ、以下ＭＣＰＲと記す）と、過渡時のＭＣＰＲ変化量（ΔＭＣＰＲ）が評価される場合が多い。
【００１１】
ＢＷＲ燃料集合体の限界出力試験と、ＧＥＸＬ相関式については、公開文献１“ＴＬＲ−００９（改訂４）「沸騰水型原子力発電所ＧＥＴＡＢの概要、平成１０年１月株式会社東芝」”、または、公開文献２“ＨＬＲ−００７（訂４）「沸騰水形原子力発電所原子炉の熱特性評価法（ＧＥＴＡＢ）について”、平成９年１２月株式会社日立製作所」“に詳しく記載されている。また、炉心燃料格子形状については、公開文献３“ＴＬＲ−０５６「沸騰水型原子力発電所“炉心燃料格子形状”、平成６年４月株式会社東芝」”、または、公開文献４“ＨＬＲ−０４９「沸騰水型原子力発電所“炉心燃料格子形状”、平成６年４月株式会社日立製作所」”に具体的な記載がある。
【００１２】
次に、過渡特性とは、ＢＷＲプラントで発電機負荷遮断・バイパス弁不作動、給水加熱喪失等の運転時の異常な過渡変化が発生したときの、出力、圧力等のプロセスパラメータの時間変化の他に、燃料集合体の熱的健全性の時間変化を意味する。燃料集合体は、前記過渡変化中も良好に除熱されるのが望ましいことは言うまでも無い。工学的には、過渡変化中に全燃料棒の０．１％以上が遷移沸騰とならないように設計することが妥当とされている。燃料の除熱性能に関するパラメータとしては先に述べたＭＣＰＲがあり、過渡変化時のＭＣＰＲが安全限界ＭＣＰＲ（ＳａｆｅｔｙＬｉｍｉｔＭＣＰＲ；以下ＳＬＭＣＰＲと記す）を下回らないように運転時のＭＣＰＲに制限が加えられている。プラント寿命中に発生することが予想される様々な過渡変化に対し、予め妥当性の確認された解析プログラムを使用してその過渡特性を解析し、ΔＭＣＰＲが評価されるが、運転制限ＭＣＰＲ（ＯｐｅｒａｔｉｏｎＬｉｍｉｔＭＣＰＲ；以下、「ＯＬＭＣＰＲ」と記す）は、その中で最大の変化（以下、「ΔＭＣＰＲｍａｘ」と記す）を前記ＳＬＭＣＰＲに加えることにより算出される。
ＯＬＭＣＰＲ＝ ΔＭＣＰＲｍａｘ＋ＳＬＭＣＰＲ
【００１３】
ΔＭＣＰＲｍａｘは、商用ＢＷＲプラントでは、発電機負荷遮断・バイパス弁不作動、または、給水加熱喪失により決定される場合が多い。図２５（ａ）、（ｂ）に、９×９ウラン燃料を装荷したＢＷＲプラントが定格出力／定格流量運転状態で、炉心運転サイクル末期において発電機負荷遮断・バイパス弁不作動が発生したときの過渡変化解析結果を示す。落雷等による地絡が原因となって負荷の喪失が発生すると、出力−負荷のアンバランスリレーが動作し、タービン蒸気加減弁は急速閉止される。バイパス弁の容量が定格蒸気流量を処理できない場合（部分容量バイパス・プラントの場合）には、加減弁急速閉止信号発生により、原子炉はスクラムされる。このとき、通常バイパス弁は急速開し、蒸気遮断による炉圧の上昇は緩和される。しかしながら、保守側の条件設定として、バイパス弁の開失敗を仮定した場合には、中性子束の初期値からの増加量は大きくなる。ここで、国内ＢＷＲプラントの中でも、比較的早期に建設されたプラントではスクラム速度が、近年に建設されたプラントよりも遅いため、中性子束の最大値は約２５２％となり、ＭＣＰＲは初期ＭＣＰＲ＝１．３２から０．２５減少し（ΔＭＣＰＲ＝０．２５）、ＳＬＭＣＰＲ（＝１．０７）まで低下する。
【００１４】
同様にして、燃料・炉心設計は、過渡事象よりも発生確率が十分に小さい事故事象にも関係している。特に、１台の再循環ポンプ５の回転軸が何かしらの原因で固着することにより、炉心冷却材流量が急激に喪失する再循環ポンプ軸固着事故では、事象発生初期にボイドが発生することから、負のボイド反応度係数が小さいときに炉出力と冷却材流量のミスマッチが大きくなり、ΔＭＣＰＲが増加する傾向がある。図２６（ａ）、（ｂ）に示した９×９ウラン燃料を装荷したサイクル早期炉心における解析結果では、初期ＭＣＰＲからのＭＣＰＲ低下量は０．１１（ΔＭＣＰＲ＝０．１１）となる。
【００１５】
次に、安定性とは、プラント起動時または停止時に運転点が低流量／高出力状態となった場合、あるいは、プラントで再循環ポンプ１台トリップ等の過渡変化が発生し、運転点が低流量／高出力に移行したときの、中性子束振動の減衰特性を意味する。炉心は、全運転領域で安定であることが望ましく、安定性の判定パラメータである減幅比が１．０未満であることを解析することにより確認される。逆に、減幅比１．０に対して余裕の少ない運転領域は、選択制御棒（ＳｅｌｅｃｔｅｄＲｏｄｓＩｎｓｅｒｔｉｏｎ；以下、「ＳＲＩ」と記す）や安定性制限曲線により除外される。安定性の種類には、特に最高出力チャンネルの熱水力的な安定性に注目したチャンネル安定性、炉心全体の位相が揃った中性子束振動である炉心安定性、炉心周方向に対称軸を有し１８０度位相がずれた中性子束振動である領域安定性がある。それぞれの安定性の軸方向出力分布への感度は、炉心安定性が一般に平坦な分布ほど厳しい方向であり、チャンネル安定性、領域安定性は下部ピークな分布ほど厳しい方向となっている。炉心安定性では、他の安定性と軸方向出力分布への感度が異なるのは、炉心安定性では核的フィードバックの効果が大きく、これはボイド率の高いところで出力ピークが高いときに、大きな影響となって現れるためである。ＢＷＲの安定性については、公開文献５“ＴＬＲ０１０（改訂３）「沸騰水型原子力発電所“安定性解析手法について”、平成１０年２月、株式会社東芝」”、または、公開文献６“ＨＬＲ０１３（訂３）「沸騰水型原子力発電所“安定性解析手法について”、平成１０年２月、株式会社日立製作所」”に記述がある。
【００１６】
図２７に、９×９ウラン燃料を全数装荷したＢＷＲプラントの運転特性図上での炉心安定性解析結果を、８×８ＭＯＸ燃料と９×９ウラン燃料を混在して装荷した炉心に対する解析結果と比較して示す。ここで、安定性解析は、冷却材の再循環系を含むＢＷＲ炉心をモデル化した周波数領域の安定性解析コードで行ったものである。ＭＯＸ燃料の装荷により、負のボイド反応度係数が増加すると、負のフィードバックゲインが増大するため、炉心安定性は低下方向となる。なお、炉心安定性減幅比は、最低ポンプ速度曲線と安定性制限曲線の交点（点Ｄ）で最大となっており、９×９ウラン燃料を全数装荷した炉心では、減幅比が０．６７であるのに対して、８×８ＭＯＸ燃料と９×９ウラン燃料が混在した炉心では、０．７８まで増加している。
【００１７】
このように、ＢＷＲ炉心では、各種設計改良により過渡・事故・安定性の悪化が防止されているが、他方、ウラン資源の有効利用と使用済燃料発生量の削減を目的として軽水炉燃料の高燃焼度化が進められており、これにともなってウラン濃縮度は増加する傾向にある。ウラン濃縮度の増加により、ボイド反応度係数はより負になり、また、通常運転状態に対する冷温状態での反応度上昇量も増加する。沸騰水型原子炉では、熱水力フィードバック効果を含む炉心動特性や炉停止余裕など、炉の制御性の観点から、ボイド反応度係数や冷温時反応度上昇量を適切な値に保つ必要がある。ボイド係数や冷温時反応度上昇量を調整する方法として、中性子減速材である水の量を調整することが知られている。
【００１８】
沸騰水型原子炉では、燃料集合体下部からチャンネルボックス内に飽和状態に近い水が流入し、燃料棒からの伝熱により発生した蒸気ボイドを含む二相流となって燃料集合体上端から流出する。燃料集合体間はほぼ飽和状態にある水ギャップ領域となっているほか、チャンネルボックス内部にも飽和水領域を形成するため、水ロッドを燃料集合体中央付近に配置する場合がある。
【００１９】
また、冷温時反応度上昇量を低減するには、燃料集合体間の水ギャップ領域を増すのが有効である。さらに、チャンネルボックス上部の厚みを減らして水ギャップ領域を増加する構造でも、同様の効果が得られる。
【００２０】
なお、この種の燃料集合体に関連するものとしては、例えば特公平４−３７３９１号公報に開示されているように、燃料集合体の四隅に上部の燃料を上部を欠如させた燃料棒（部分長燃料棒）を配置し、さらに燃料を欠如させた部分でチャンネルボックス３１のコーナー部を凹ませ核的特性の改善を図るようにしたものが挙げられる。また、特開平５−８０１７２号公報では、燃料集合体最外周中央部の燃料棒を欠如させた上で、欠如させた部分でチャンネルボックス３１を凹ませ核的特性の改善を図るようにしたものが挙げられる。
【００２１】
【発明が解決しようとする課題】
沸騰水型原子炉の炉心内は、燃料物質の領域、蒸気ボイドを含む二相流流路、蒸気ボイドがほとんど発生しない飽和水領域、そして、構造材領域に分類できる。飽和水領域の割合を増やすことによってボイド反応度係数や冷温時反応度上昇量を低減できるが、このとき他の領域は犠牲になるので、飽和水領域を効果的に分布させることが重要である。従来の四角形状のチャンネルボックスを有する燃料集合体からなる炉心では、前述したようにチャンネルボックス間の水量は、燃料の核的特性および炉心の大きさ等の制限から、ある一定量以上にはできない。沸騰水型原子炉では、水は中性子を減速させ核分裂を起こしやすくする働きをもつ。したがって、水の量に制限があるということは原子炉燃料の燃焼度や中性子経済等に制限が生じてしまう嫌いがあり、また、ウランとプルトニウムを混合した燃料（ＭＯＸ燃料）では、中性子吸収が多くなり、減速材である水が従来のウランのみで作られた燃料より炉心中に多くあることが望ましい。
【００２２】
特公平４−３７３９１号公報、特開平５−８０１７２号公報に記載のチャンネルボックスでは、炉停止余裕の改善、および、ボイド係数絶対値の低減効果が考慮されているが、新たに設けた空間部分の調整方法が示されていないため、多様な燃料・炉心形状に対応した最適化を行うことが難しいという改善点が残されている。
【００２３】
また、国内にＢＷＲプラントが導入された当時の炉心燃料格子形状は、制御棒挿入側と反制御棒挿入側での水ギャップ幅が異なるＤ格子のものが多いが、この炉心では、制御棒挿入側と反制御棒挿入側での水ギャップ幅が異なるため、集合体水平断面での中性子束分布が歪易い（水の量が多い制御棒挿入側の出力ピーキングが高くなる）傾向があり、近年建設されたプラントの炉心と同様にして、中性子束分布の均一化策の導入が待たれている。その一手段として、燃料集合体内の水領域（ウォータロッド、または、ウォータボックス）を反制御棒挿入側に偏心させる方法が考えられるが、この場合には、先に記述したように、Ｄ格子用に限界出力試験を実施する必要がある。
【００２４】
さらには、新燃料開発に必要な炉外ループによる、実寸長の模擬燃料集合体を用いた沸騰遷移試験点数を減少させるためには、燃料格子形状を統一化することが望ましい。しかしながら、チャンネル内幅が大きい格子（Ｃ，Ｄ、Ｎ格子）をチャンネル内幅が小さい格子（Ｓ格子）に合わせた場合には、制御棒操作に支障が起きないようにする、すなわち、制御棒ローラーの接触回転面を確保する必要があるという課題がある。
【００２５】
本発明はこれらに鑑みなされたもので、チャンネルボックス内外の飽和水分布と、固体減速材の効果に注目して、二相流流路と構造材領域を十分に確保しつつ、ボイド反応度係数や冷温時反応度上昇量を低減することである。その目的とするところは、炉心内の水などの減速材の炉心内での空間分布の自由度を増すことによって中性子経済を向上させ、原子炉燃料の有効利用を図り、経済性を向上させるとともにウラン燃料とＭＯＸ燃料の双方に適した炉心を構成する燃料集合体を得ることにある。
【００２６】
なお、燃料集合体とチャンネルボックスの基本構成（格子数、燃料棒外径・ピッチ、スペーサタイプ等）は同一とした上で、ウォータロッド形状を変える、材質を変える（例えば、固体減速材の適用）、或いは、位置を変えることにより、ボイド係数絶対値を低減させ、または集合体水平面での中性子束分布の歪みを緩和させることが可能であるが、その場合には、基本的に実寸長の模擬燃料集合体を用いた限界出力試験が必要と考えられている。試験に代わる方法として、燃料集合体各部の流路を詳細なメッシュ状に分割した上で、熱水力特性を解析するサブチャンネル解析コードを適用することも考えれるが、燃料棒からの気泡の発生へのウォータロッドの干渉効果を詳細に評価する必要があり、信頼の置ける定量的評価結果を得るためには、一般的に多数の解析と検討時間を必要とする。
【００２７】
【課題を解決するための手段】
すなわち、本発明は、上部・下部タイプレートに保持された複数個の燃料棒と、この複数個の燃料棒を取り囲むチャンネルボックスとを備えてなる燃料集合体において、前記チャンネルボックスのコーナー部、あるいは、コーナー部の近傍に配置されている一部の燃料棒を取り除くとともに、この燃料棒が取り除かれたチャンネルボックスの断面形状を八角形として、固体減速材装着用の固体減速材取付部を設け、前記固体減速材を適切に装着することにより、制御棒等の既存設備の変更無しに、所期の目的を達成するようにしたものである。
【００２８】
また本発明では、コーナー部に部分長燃料棒を配置した上で、燃料棒が無い領域でのチャンネルボックス形状を八角形とすることにより、前記と同様の固体減速材を装着することにより、前記目的を達成する。
【００２９】
すなわち、このように形成された燃料集合体とチャンネルボックスであると、固体減速材装着の有無、あるいは、固体減速材の材質の選択によって、炉内の中性子束分布を適切自在に調整することができる。
【００３０】
なお、固体減速材の装着による燃料集合体の限界出力特性への影響は非常に僅かであり、必要であれば、サブチャンネル解析コードの適用によりその影響を容易に把握することが可能である。
【００３１】
他方、固体減速材を装着しない場合でも、擬似八角形チャンネルボックスの短辺部に空間が形成され、チャンネルボックスの外部の水が流れる流路面積が大きく形成されることから、この部分に多くの水が流れるようになり、これによって炉心中の水量が多くなり、中性子の減速が促進されて、核分裂に適した熱中性子が多く得られる。したがって炉心内の水などの減速材の炉心内での空間分布の自由度が増し、ウラン燃料、ＭＯＸ燃料の双方の中性子経済を向上させることができる。
【００３２】
【発明の実施の形態】
以下、添付図面を参照して本発明の実施の形態について詳細に説明する。
【００３３】
図１は、本発明の燃料集合体における第１の実施の形態を示す断面図であって、燃料集合体４０ａは、図２２に示した９×９燃料集合体の構造と同様にして、上部タイプレートおよび下部タイプレートに両端部が保持される複数の全長燃料棒４１ａ（被覆管外径約１０ｍｍ×有効長約３．７ｍ）、４本の部分長燃料棒４１ｂ（被覆管外径約１０ｍｍ×有効長約２．０ｍ）、４本の細径燃料棒４１ｃ（被覆管外径８ｍｍ×有効長約３．７ｍ）が格子状に配設されており、その中心部には１本のウォータボックス４２が配設され、上記燃料棒及びウォータボックスがスペーサにより格子状に保持されている。この場合、全長燃料棒４１ａ等は、所定のピッチで格子状に配置されるが、コーナーの全長燃料棒またはそれに隣接した２本を加えた合計１２本の燃料棒は配置しないようにされ、燃料棒の束が擬似八角形とされており、その擬似八角形の燃料棒の束がチャンネルボックス４３により覆われている。
【００３４】
格子状に配列された燃料棒の外周辺部中央には全長燃料棒４１ａの代わりに、部分長燃料棒４１ｂが配置されており、燃料棒が除去されたコーナー部における八角形の短辺部には、他の燃料棒よりも細径の燃料棒４１ｃが配置されている。また、中央部に配置された１個のウォータボックス４２はほぼ燃料棒５本分の断面積を有し、正方形を４５度回転させた形をしており、そのウォータボックス４２の回りにはそのウォータボックス４２を等距離で衛星状に取り囲むように４本の丸形ウォータロッド４４（各燃料棒１本分）が配置されている。
【００３５】
上部タイプレートに取付けられるチャンネルボックス４３は燃料棒の束を取り囲み、下方に向かって延びており、チャンネルボックス４３の下端部はその形状に合わせられた下部タイプレートの上面より下方に達し、下部タイプレートを囲むようにしてある。ここで図１に示すように燃料集合体４０ａのチャンネルボックス４３のコーナー部は、コーナー部の燃料棒を取り除いたことに伴い、向かい合った辺の長さが等しく、隣接した辺の長さが異なる擬似八角形に形成されている。
【００３６】
上記断面が擬似八角形に形成されたチャンネルボックス４３の短辺部外側面には、固体減速材が着脱可能なように、チャンネルボックス４３の短辺部に長手方向に延びる断面鳩尾状の凸部４５ａ、或いは凹部４５ｂからなる固体減速材取付部が設けられている。
【００３７】
凸部４５ａに装着される固体減速材としては、チャンネルボックス４３と同じ材質である薄板状（厚さ３ｍｍ）の固体減速材４６ａと、内部に黒鉛を含む断面が三角形の固体減速材４６ｂとがあり、高さが何れもチャンネルボックス４３とほぼ同じとしてあり、その内面側には長手方向に延びる断面鳩尾状の凹溝４６ａ_１、４６ｂ_１が形成されている。また、凹部４５ｂに装着される固体減速材４６ｃは、やはり材質はチャンネルボックス４３と同じで薄板状（厚さ２ｍｍ）であり、高さがチャンネルボックス４４とほぼ同じとなっており、その内面側には長手方向に延びる断面鳩尾状の突条４６ｃ_１が形成されている。
【００３８】
図１においては、チャンネルボックス４３の互いに対向する短辺部に設けられた凸部４５ａに三角形の固体減速材４６ｂの凹溝４６ｂ_１を係合することにより固体減速材４６ｂが装着されるようにしてあり、他の一つの凸部４５ａには、凹溝４６ａ_１を係合させることにより薄板状の固体減速材４６ａが装着可能としてある。さらに、他の短辺部に設けられた凹部４５ｂには突条４６ｃ_１を有する固体減速材４６ｃがその突条４６ｃ_１をチャンネルボックス４３の短辺部に設けられた凹部４５ｂに係合することによって装着可能としてある。しかして、固体減速材４６ａ、４６ｂ或いは４６ｃの取り付けにより、ボイド反応度係数を調整することが可能である。
【００３９】
固体減速材としては、ベリリウム、黒鉛等の軽水よりも減速能は劣るものの、減速比に優れた材質を含むもののほかに、水素化ジルコニウム、重水素化ジルコニウム等の高融点の水素化金属が選択可能であり、これらの固体減速材の装着により、ギャップ部の中性子分布を調整することができる。ここで、減速能とは、以下の量として定義されている；
減速能＝ξΣｓ／ｃｍ
ξ：一回の衝突によるエネルギーの平均対数減衰率
Σｓ：巨視的散乱断面積（ｃｍ^−１）
また、減速比は、以下の量として定義されている；
減速比＝ξΣｓ／Σａ
Σａ：巨視的吸収断面積（ｃｍ^−１）
【００４０】
公開文献７“オーム社「新版原子力ハンドブック」ｐｐ１７１、表４．３各種の減速材の諸性質」”によれば、減速能は、軽水が１．５、ベリリウムが０．１６、黒鉛が０．０６３である。また、減速比は、軽水が７０、ベリリウムが１５０、黒鉛が１７０、水素化ジルコニウムが５６、重水素化ジルコニウムが６８である。
【００４１】
図２は、１０×１０格子の燃料集合体のコーナー部に部分長燃料棒を配置した第２の実施の形態を示す図であり、図２に示す通り、燃料集合体４０ｂにおいて燃料棒４１は所定のピッチで格子状に配置されるが、コーナー部の各３本、合計１２本の燃料棒は部分長燃料棒としてある。そして、チャンネルボックス４３は、部分長燃料棒がある高さでは断面が四角形、部分長燃料棒がない高さでは擬似八角形となっている。擬似八角形の短辺部の側面には、第１の実施の形態と同様にして着脱自由な薄板状の固体減速材４６ａが取り付け可能なように凸部４５ａが設けられている。本実施の形態では第１の実施の形態に比べて、核燃料物質の充填量が増加するが、固体減速材の取り付けにより、ボイド反応度係数を調整することが可能である。また、固体減速材を装着しない場合でも、ボイド反応度係数の低減効果が得られる。これは、ＢＷＲでは、炉心出口に近づく程ボイド率が増加することから、チャンネル外の水の減速材としての効果は炉心出口に近い場合に相対的に大きくなるためである。
【００４２】
また、固体減速材４６ａをコーナー部の全て、あるいは一部分に装着することにより、中性子の減速性能を変化させ、当該燃料集合体を装荷する炉心・プラントの安全性と経済性を総合的に考慮して最適化した炉心を形成することができる。
【００４３】
本例の変形として、１０×１０格子の燃料集合体の四隅の全長燃料棒４１ａ（４×１本）を取り除き、それに隣接した２本については上部を削除した部分長燃料棒４１ｂを採用した上で、チャンネルボックスを下部が擬似八角形、上部が下部よりも短辺部が長い擬似八角形とし、短辺部に薄板状の多角柱形固体減速材４６ａを着脱可能なように凸部４５ａを設けることもできる。
【００４４】
第３〜第７の実施の形態は、燃料集合体のウォータロッド形状に関するものである。固体減速材が着脱可能な１０×１０正方格子燃料集合体とチャンネルボックスへのウォータロッド適用例として、図３に示す燃料集合体４０ｃでは１本の超太径丸形ウォータロッド４２ａ（燃料棒１２本分）が設けられ、図４に示す燃料集合体４０ｄでは正方形を４５度回転させた角形ウォータボックス４２（燃料棒１２本分）が設けられ、図５に示す燃料集合体４０ｅでは２本の太径ウォータロッド４２ｂ（燃料棒１０本分）が、また、図６に示す燃料集合体４０ｆでは角形ウォータボックス４２ｃ（燃料棒９本分）がそれぞれ集合体の中央部、或いは中央部付近に配置されている。また、５×５の正方格子状に配列されたサブバンドルを、中央部を燃料棒４本分の正方形を４５度回転させた形の十字型ウォータクロス４２ｄを境界として４つ組み合わせて、全体として１０×１０の燃料棒配列格子構造とした燃料集合体４０ｇへの適用例を図７に示す。
【００４５】
これらの実施例によれば、チャンネル内部の水に対して、チャンネル外の水、あるいは、固体減速材の量（体積）、あるいは、材質を選ぶことにより、安全性と経済性に優れた炉心を実現することができる。
【００４６】
第８の実施の形態は、チャンネルボックス内の燃料集合体形状として１つを与えられた場合に、チャンネルボックスの肉厚により、固体減速材の装着数を変化させたものである。即ち、燃料集合体４０ｄを炉心に装荷する場合に、図８（ａ）に示す通り、チャンネルボックス肉厚が２．５ｍｍの場合には、チャンネルボックスと同材質の固体減速材４６ｂを擬似八角形の短辺部の全箇所（４箇所）に装着し、チャンネルボックス肉厚が約３．０ｍｍの場合には、図８（ｂ）に示すように固体減速材４６ｂの数を減少し、或いは全く装着しない。
【００４７】
これにより、肉厚が異なるチャンネルボックスに囲まれた燃料集合体を装荷している個々の炉心について、十分な安全性上の余裕を確保することができる。
【００４８】
図９は第９の実施の形態を示す図であって、燃料集合体４０ｄを炉心に装荷する場合に、燃料集合体内のＭＯＸ燃料棒の有無により、固体減速材の装着数を変化させたものである。即ち、図９（ａ）に示す通り、燃料集合体がウラン棒４１ａとウォータロッド４２から構成される場合には、固体減速材４６ｂを擬似八角形の短辺部の２箇所に装着している。他方、燃料集合体がウランロッド４１ａとＭＯＸ燃料棒４７、及びウォータロッド４２から構成させる場合には、固体減速材４６ｂを装着しない。
【００４９】
これにより、採用燃料棒タイプが異なる燃料集合体を装荷している個々の炉心について、十分な安全性上の余裕を確保することができる。
【００５０】
第１０の実施の形態は、ウォータロッド４２を採用し、チャンネルボックス４３に対する固体減速材装着用に凸部４５ａと凹部４５ｂを設けた燃料集合体４０ｈを炉心に装荷する場合に、Ｃ格子、Ｄ格子、または、Ｎ格子タイプ燃料集合体の燃料棒ピッチをＳ格子に統一した上で、それらのチャンネルボックスの内幅をＳ格子タイプに統一した場合の、Ｃ格子、Ｄ格子、または、Ｎ格子タイプのチャンネルボックスにおける固体減速材の装着方法を示したものである。即ち、図１０に示す通り、４つの燃料集合体のチャンネルボックス４３が制御棒２１に最も近い側では、それぞれのチャンネルボックス４３の凹部４５ｂに装着させる固体減速材４８が、チャンネルボックス４３の側面にかかり、実効的にチャンネルボックス肉厚を約１ｍｍ厚くし、制御棒ローラー２１ａとの隙間を埋めている。また、制御棒から離れた他の３つの擬似八角形短辺部には固体減速材を装着しない。
【００５１】
これにより、全ＢＷＲ炉心のチャンネルボックスをコンパクトタイプに統一した場合でも、制御棒操作に影響を及ぼすことはなく、且つ、ボイド反応度係数を適切に調整することができる。
【００５２】
図１１は第１１の実施の形態を示す図であり、燃料集合体４０ｄを炉心に装荷する場合に、炉心格子形状がＤ格子を採用した炉心における、固体減速材の装着例を示したものである。即ち、図１１に示す通り、固体減速材４６ｂは、４つの燃料集合体４０ｄのチャンネルボックス４３が制御棒２１に近い側３箇所に装着するが、制御棒の中心から対角位置にある擬似八角形短辺部には装着しない。
【００５３】
表１に示すとおり、Ｄ格子は燃料集合体異方ピッチを採用しているため、制御棒側の水ギャップが大きくなっている。このため、集合体水平面での中性子束分布が歪む（水ギャップ側で高くなる）傾向があり、炉心設計上の制約となっている。
しかして、本発明により、燃料水平断面での中性子束分布の歪が緩和され、対称的分布に近づくため、炉心設計上の融通性を高め、経済性の向上を図ることができる。
【表１】

【００５４】
図１２は、第１２の実施の形態を示す図であって、燃料集合体４０ｄを炉心に装荷する場合に、燃料集合体の燃焼サイクル数に依存させて、固体減速材の装着数を変化させたものである。即ち、図１２に示す通り、第１サイクル目（初装荷）燃料は、擬似八角形短辺部全てに固体減速材４６ｂを装着し、第２サイクル目燃料には、制御棒に最も近い擬似八角形短辺部を除いた他の３箇所に固体減速材４６ｂを装着している。更には、第３サイクル目燃料には、固体減速材４６ｂを擬似八角形短辺部の対角線上の２箇所のみに装着し、第４サイクル目移行の燃料には、固体減速材を装着していない。
【００５５】
前述した固体減速材の装着実施例の中で、燃料集合体の燃焼サイクルに依存させて、固体減速材の装着量を変化させないとき、即ち、図１３（ａ）のように擬似八角形のチャンネルボックス短辺部に固体減速材を全く装着しない場合、または図１３（ｃ）のように擬似八角形のチャンネルボックス短辺部の全てに固体減速材を装着した場合と、図１３図（ｂ）に示すように、適切に変化させたときの動的ボイド係数（４０％ボイド時）、過渡変化（発電機負荷遮断・バイパス弁不作動）、事故（再循環ポンプ軸固着事故）、安定性（炉心安定性）評価結果をそれぞれ、表２（ａ）〜（ｃ）に示す。ここで、炉心平均ボイド率が４０％のときの動的ボイド反応度係数とは、以下の式で定義された値である；
動的ボイド係数（¢／％ボイド率）
＝ボイド率が４０％のときの静的ボイド係数（（ΔＫ／Ｋ）／％ボイド率）／実効遅発中性子発生割合β×４０％
【００５６】
ボイド率が４０％のときの静的ボイド係数（ΔＫ／Ｋ）／％ボイド率のＢＷＲ炉心の典型値は、−０．４×１０^−３〜−１．５×１０^−３である。また、βは、各群ｉでの遅発中性子割合βｉの総和であり、ＢＷＲの典型値は０．００５である。したがって、動的ボイド係数は、−３．０〜−１２．０¢／％ボイド率程度の範囲に設計される。
【００５７】
表２（ｂ）に示した、過渡・事故時のΔＭＣＰＲ評価は、サイクル早期炉心とサイクル末期炉心の両方について行われたものである。同表より、サイクル早期炉心でΔＭＣＰＲが最大になるのは、装着実施例が図１３（ｃ）のときであり、再循環ポンプ軸固着事故時のΔＭＣＰＲが０．１９となっている。また、サイクル末期炉心でΔＭＣＰＲが最大になるのは、装着実施例が図１３（ａ）のときであり、発電機負荷遮断・バイパス弁不作動時のΔＭＣＰＲが０．３０となっている。
【００５８】
表２（ｃ）に示した減幅比評価は、炉心安定性の余裕が最も少なくなるサイクル末期について行われたものである。同表より、炉心安定性減幅比が最大になるのは、装着実施例が図１３（ｃ）のときであり、０．６０となっている。
【表２】

以上、表２（ａ）〜（ｃ）に示した解析結果より、装着実施例が図１３（ｂ）のときに、ΔＭＣＰＲ、炉心安定性減幅比ともに、サイクル期間中に渡って最大値を与えることがなく、プラント・炉心の動特性が最適化されていることが分かる。
【００５９】
図１４〜図１７は、固体減速材のチャンネルボックス擬似八角形短辺部への装着を、装着方式、装着位置の観点から示したものである。即ち、図１４（ａ）、（ｂ）、及び（ｃ）に示した第１４の実施の形態では、擬似八角形短辺部４箇所に１列縦長に固体減速材４６ｂ装着用の凸部４５ａを付けたものである。凸部４５ａは、より詳細には、外側に向けて広がる鳩尾状となっており、固体減速材４６ｂの凹溝４６ａ_１もそれに対応して断面鳩尾状に形成されているため、固体減速材４６ｂをチャンネルボックス４３の上部から装着した後に、固体減速材４６ｂがチャンネルボックス４３から離れて外に倒れることはない。
【００６０】
図１５に示した第１５の実施の形態では、擬似八角形短辺部４箇所に２列縦長に、距離をおいて２箇所、従って各短辺部に４個所に固体減速材４６ｂ装着用の凸部４５ｃを付けたものである。凸部４５aは、同様に外側に向けて広がる形状となっているため、固体減速材をチャンネルボックス上部から装着した後に、固体減速材がチャンネルボックスから離れて外に倒れることはない。固体減速材４５ａは、中空部を設けるか、或いは、中性子毒物を含むチューブ５０を取り込んだ構造とすることにより、中性子束のエネルギー分布をきめ細かく調整することができる。
【００６１】
図１６に示した第１６の実施の形態では、チャンネルボックス４３の短辺部には長手方向に複数の凸部４５ｄが設けられており、各凸部５４ｄに複数に分割された固体減速材４６ｃが固定するようにしてある。上記固体減速材４６ｃは、炉心高さ方向に４個設置されているＬＰＲＭの位置に合わせて、擬似八角形チャンネルボックスの短辺部に装着した例である。また、前記固体減速材４６ｃの装着部は複数にすることにより一層安定性した装着が可能である。
【００６２】
図１７に示す第１７の実施の形態では、部分長燃料棒を燃料集合体のコーナー部に配置させたときのチャンネルボックスと固体減速材形状と取り付け方法に関するものである。擬似八角形チャンネル短辺部４箇所に固体減速材４６ｄ装着用の凹部４５ｅを１列縦長に付けたものである。凹部４５ｅは、より詳細には、内側に向けて広がる形状となっているため、固体減速材をチャンネルボックス上部から装着した後に、固体減速材がチャンネルボックスから離れて外に倒れることはない。また固体減速材４６ｄの上部には、専用冶具による着脱を可能にするための穴５１が開けられている。
【００６３】
第１８の実施の形態は、固体減速材取り付け位置を、チャンネルボックスの四隅から、最外周四辺部に変更したときの例である。即ち、燃料集合体４０ｊにおいて、燃料棒は外辺部中央位置から取り除かれており、当該位置でチャンネルボックス４３に凹部４５ｆを設け、その凹部４５ｆに固体減速材４６ｅを取り付け可能としてある。本実施の形態の場合でも、制御棒操作に影響を及ぼすことはない。
【００６４】
固体減速材の形状・材質の適用例としては、上記の他に、同じ材質の多角柱でチャンネルボックス軸方向に対して断面積を変化させる例、或いは、チャンネルボックス軸方向またはチャンネル周方向に対して異なる材質を適用する例、または、ギャップ部冷却材が流れる流路孔がある例、並びにそれらを組み合わせる例がある。
【００６５】
【発明の効果】
以上説明したように本発明によれば、断面が擬似八角形のチャンネルボックス表面に装着する着脱自由な固体定減速材により、中性子束のエネルギー分布を適切自在に調整することが可能であり、燃料集合体断面での中性子束分布の歪を抑え、負のボイド反応度係数をプラント・炉心動特性上最適にすることができる。
【００６６】
また、固体減速材として利用できる物質、材料が多くあり、また、形状の選択枝が豊富で、加工が容易であることから、応用範囲が広い上に効果が安定しており、炉心格子形状、ＭＯＸ燃料装荷の有無、炉心燃焼サイクル、チャンネルボックス肉厚等の変動に対して、柔軟、かつ、きめ細かな対応が可能とする。
【００６７】
さらには、制御棒等の既存設備の設計変更無しに、炉心燃料格子形状に拘らず、燃料集合体とチャンネルボックス構造を統一化することが可能である。その結果、新型燃料開発時に必要とされる限界出力試験を低コストで、短期間で完了させることができ、延いては燃料開発費の低減が可能となる。
【００６８】
他方、固体減速材を装着しない場合でも、チャンネルボックスの外部の水が流れる流路面積が大きく形成されることから、その部分に多くの水が流れ、これによって炉心中の水の量が多くなり、中性子の減速が促進され、核分裂に適した熱中性子が多く得られ、したがって炉心内の水などの減速材の炉心内での空間分布の自由度が増し、中性子経済を向上させ、原子炉燃料の有効利用が図られ、経済性を向上させることができる。
【００６９】
以上述べたように、本発明の構成により、高いウラン濃縮度やプルトニウム燃料を用いた場合でも、炉心の運転時反応度や冷却材による除熱特性、そして、集合体の構造的強度などを悪化させることなく、炉停止余裕やボイド反応度係数などの制御性を向上することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体の第１の実施の形態を示す断面図。
【図２】本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体の第２の実施の形態を示す構成図。
【図３】本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体の第３の実施の形態を示す構成図。
【図４】本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体の第４の実施の形態を示す構成図。
【図５】本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体の第５の実施の形態を示す構成図。
【図６】本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体の第６の実施の形態を示す構成図。
【図７】本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体の第７の実施の形態を示す構成図。
【図８】（ａ）、（ｂ）は、それぞれ本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体を採用した炉心の第１の実施の形態を示す構成図。
【図９】（ａ）、（ｂ）は、それぞれ本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体を採用した炉心の第２の実施の形態を示す構成図。
【図１０】本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体を採用した炉心の第３の実施の形態を示す構成図。
【図１１】本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体を採用した炉心の第４の実施の形態を示す構成図。
【図１２】本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体を採用した炉心の第５の実施の形態を示す構成図。
【図１３】（ａ）、（ｂ）、（ｃ）は、それぞれ本発明の固体減速材装着可能な燃焼度が異なる燃料集合体を採用した炉心の第６の実施の形態を示す構成図。
【図１４】（ａ）は本発明の固体減速材装着可能なチャンネルボックスの斜視図、（ｂ）は固体減速材の斜視図、（ｃ）は固体減速材の内面図。
【図１５】（ａ）は本発明の固体減速材装着可能なチャンネルボックスの他の例を示す斜視図、（ｂ）は固体減速材の斜視図、（ｃ）はその固体減速材の内面図。
【図１６】（ａ）は本発明の固体減速材装着可能なチャンネルボックスのさらに他の例を示す斜視図、（ｂ）は固体減速材の斜視図、（ｃ）はその固体減速材の内面図。
【図１７】（ａ）は本発明の固体減速材装着可能なチャンネルボックスのさらに他の例を示す斜視図、（ｂ）は固体減速材の斜視図、（ｃ）はその固体減速材の内面図。
【図１８】本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体の他の実施の形態を示す構成図。
【図１９】沸騰水型原子力発電プラントの構成図。
【図２０】ＢＷＲの運転特性を示す図。
【図２１】ＢＷＲの炉心の概略構成を示す図。
【図２２】（ａ）は燃料集合体の縦断面図、（ｂ）は（ａ）の横断面図。
【図２３】チャンネルボックスの支持状態説明図。
【図２４】水ギャップ面積と水ロッド面積との比と、冷温時反応度上昇量の関係を示す図。
【図２５】（ａ）、（ｂ）はそれぞれ炉心運転サイクル末期において発電機負荷遮断・バイパス弁不作動が発生したときの過渡変化解析結果を示す図。
【図２６】９×９ウラン燃料を装荷したサイクル早期炉心における過渡変化解析結果を示す図。
【図２７】ウランを全数装荷した炉心安定性解析結果と、ＭＯＸ燃料とウラン燃料を混在して装荷した炉心に対する解析結果との比較を示す図。
【符号の説明】
１格納容器
２原子炉圧力容器
３炉心
４冷却材
２０燃料集合体
２１制御棒
４０ａ、４０ｂ、４０ｃ、４０ｄ、４０ｅ、４０ｆ、４０ｇ、４０ｊ燃料集合体
４１ａ全長燃料棒
４１ｂ部分長燃料棒
４１ｃ細径燃料棒
４２ウォータボックス
４３チャンネルボックス
４５ａ凸部
４５ｂ凹部
４６ａ、４６ｂ、４６ｃ、４６ｄ、４６ｅ固体減速材[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention relates to a fuel assembly for a boiling water reactor and a boiling water reactor loaded with the fuel assembly.
[0002]
[Prior art]
In a boiling water nuclear power plant (hereinafter referred to as “BWR”), a reactor pressure vessel 2 is provided in a reactor containment vessel 1 as shown in FIG. A core 3 composed of a plurality of fuel assemblies, control rods, and the like is disposed and a coolant 4 (for example, water) is accommodated. The coolant 4 is forcibly circulated by a recirculation system 6 having a recirculation pump 5 and receives saturated heat and saturated steam by receiving heat generated by nuclear fission of uranium 235 (hereinafter referred to as “U235”) in the core 3. Move to the upper part of the core. And it will be in a dry state with the steam-water separator and steam dryer which are not shown in figure, and will be sent to the turbine 8 via the main steam piping system 7 connected to the reactor pressure vessel 2, and the turbine 8 will be driven. By driving the turbine 8, the generator 9 is rotated to generate power. The steam that has worked in the turbine 8 is introduced into the condenser 10 to become condensate, sent to the feed water heater 12 by the condensate pump 11, heated there, and then again fed to the reactor pressure vessel 2 by the feed water pump 13. Supplied in.
[0003]
FIG. 20 shows a typical operating characteristic diagram of the BWR configured as described above. Normal operation is performed on the lines of the rated output curve, design flow control curve, stability limit curve, minimum pump speed curve, cavitation limit curve, maximum pump speed curve and in the area surrounded by them and on the natural circulation curve . In the example of FIG. 20, the rated output is achieved when the core flow rate is 85% (point A) to 105% (point B). Reactor operation is usually near the 85% flow rate at the beginning of the cycle, moves to a higher flow rate as the cycle burnup progresses to take advantage of the reactivity gain due to the increased coolant flow rate, and 105% flow rate at the end of the cycle. It becomes a neighborhood. In addition, the core nuclear power design is usually designed so that the core axial power distribution has a lower strain at the beginning of the cycle, and the void ratio at the core outlet is increased. This promotes the generation of plutonium 239 (hereinafter referred to as “Pu239”) which is a fissile material from uranium 238 (hereinafter referred to as “U238”). From the middle to the end of the cycle, Pu239 is burned in addition to U235, so the power distribution in the axial direction of the core tends to be upwardly distorted. The core with improved economic efficiency is optimized by combining the core flow rate adjustment and the nuclear design that enables the axial power distribution adjustment.
[0004]
More specifically, the core of the boiling water reactor is configured as shown in FIG. A plurality of fuel assemblies 20 are inserted into the core, and control rods 21 are disposed at the center of the four fuel assemblies 20. A plurality of local output region monitors 22 (hereinafter referred to as “LPRM22”) are arranged in the core for detecting neutron flux.
[0005]
Conventionally, the fuel assembly 20 employed in the boiling water reactor is an upper tie plate 23 and a lower type as shown in the example of the 9 × 9 fuel assembly shown in FIGS. 22 (a) and 22 (b). A plurality of fuel rods 25 and water rods 26, both ends of which are held by these tie plates, a fuel spacer 27 that bundles these fuels, and a fuel rod bundle that is bundled by the spacers 27. A channel box 28 is provided. As the fuel rod, a partial length fuel rod 29 whose height does not reach the upper tie plate may be employed. The fuel assembly 20 is usually loaded in a lattice shape on the core of a nuclear reactor.
[0006]
The cross section of the BWR channel box 28 is typically a pseudo-square about 13 cm square with a quadrant with a radius of curvature of about 1 cm at the corner. Zircaloy is often used as the material, and the thickness is about 2 mm to 3 mm. Further, each fuel assembly 20 is supported by a core support plate 30 and an upper lattice plate 31 and surrounded by a cylindrical shroud 32 as shown in FIG. The coolant 4 flows into the channel box 28 from below through the orifice of the fuel support fitting 33 and the lower tie plate 24, is heated by the fuel assembly, generates steam (void) by boiling, and the gas-liquid Two-phase flow. The effective fuel assembly length of a commercial BWR that is currently operating is about 3.7 m.
When the fuel assembly 20 is loaded in a lattice pattern, the distribution of water as a moderator is relatively large in the upper part of the core in the portion between the water rod 26 and the adjacent channel box 28 (water gap portion). Become.
[0007]
As fuel assemblies in the boiling water reactor as described above, since commercial power generation has been carried out in Japan, 7 rows and 7 columns, 8 rows and 8 columns, improved 8 rows and 8 columns, high burnup 8 A row 8 column type and a 9 row 9 column type have been adopted. These improvements have increased the capacity of fissile material per aggregate, and high burn-up and long-term operation cycles have been realized by optimizing the distribution of enrichment in the aggregate and optimal placement of combustible poisons. By this and the effective use of the core flow rate adjustment width, the economic efficiency of the core is improved. In the high burnup 8 × 8 fuel to 9 × 9 fuel, the total heat transfer area of the fuel rods increases as the number of fuel rods increases, so that the limit output characteristics are improved. In addition, the deterioration of stability based on transient characteristics and nuclear factors due to an increase in the absolute value of the void reactivity coefficient associated with higher burnup / long-term operation cycle is prevented by the adoption of two large diameter water rods, etc. .
[0008]
FIG. 24 shows the ratio of the water gap area and water rod area, the ratio between the two, the amount of increase in reactivity during cold temperature, and the infinite neutron multiplication factor when the vapor void fraction in the two-phase flow region is 40%. Shows the relationship. When the water gap area ratio is large, the ratio that the decelerated neutrons are wastedly absorbed by the gap water increases and approaches the over-deceleration state, so the increase in the reactivity during cold temperature is small. On the other hand, the larger the water rod area ratio, the flatter the moderator distribution in the fuel assembly, so the neutron multiplication factor during normal operation increases.
[0009]
It should be noted that the deterioration of the stability based on the thermohydraulic factor due to the increase of the two-phase pressure loss accompanying the increase of the assembly lattice is caused by the reduction of the spacer pressure loss coefficient and the eight partial length fuel rods and the high pressure loss type lower tie plate. It is prevented by adoption.
[0010]
Here, the limit output characteristic means the level of an output threshold at which transition boiling occurs in the fuel assembly under given operating conditions (output, flow rate, pressure, inlet enthalpy). In addition to the number of fuel assembly lattices, the critical power characteristics include core fuel lattice shape (groups of C lattice, D lattice, N lattice with wide inner width of channel box, and S lattice with narrow inner width of channel box), spacer It is also affected by the type, number of water rods, shape and arrangement. For this reason, when developing a new fuel assembly, a thermal hydraulic test is normally performed on the actual size simulated fuel assembly under the BWR operating condition to confirm the limit output characteristics. Furthermore, the test results are organized into a boiling transition correlation type of “limit quality versus boiling length” type by using a thermal hydraulic analysis code for the BWR fuel assembly. A typical example of this is the GEXL correlation equation developed by GE, USA. The commercial BWR currently in operation is based on the GEXL correlation equation obtained for each fuel assembly type, and the minimum limit output during steady operation. In many cases, the ratio (Minimum Critical Power Ratio, hereinafter referred to as MCPR) and the amount of change in MCPR during transition (ΔMCPR) are evaluated.
[0011]
For the limit output test of BWR fuel assemblies and the GEXL correlation equation, see Reference 1 “TLR-009 (Revision 4)“ Outline of Boiling Water Nuclear Power Plant GETAB, January 1998 Toshiba Corporation ””, or , Published document 2 “HLR-007 (4th edition)“ Boiling water nuclear power plant thermal property evaluation method (GETAB) ”, December 1997, Hitachi, Ltd.”. Regarding the core fuel lattice shape, the publication 3 “TLR-056“ Boiling water nuclear power plant “core fuel lattice shape”, Toshiba Corporation April 1994 ”or the publication 4“ HLR-049 ”. "Boiling water nuclear power plant" core fuel lattice shape ", Hitachi, Ltd. April 1994" has a specific description.
[0012]
Next, transient characteristics refer to the time variation of process parameters such as output and pressure when abnormal transient changes occur during operation such as generator load shut-off, bypass valve inoperability, loss of feed water heating, etc. in a BWR plant. In addition, it means the time change of the thermal integrity of the fuel assembly. Needless to say, it is desirable that the fuel assembly is well removed during the transient change. From an engineering standpoint, it is reasonable to design so that more than 0.1% of all fuel rods do not transition transition during transient changes. There is the MCPR mentioned above as a parameter related to the heat removal performance of the fuel, and the MCPR during operation is limited so that the MCPR at the time of transient change does not fall below the safety limit MCPR (Safety Limit MCPR; hereinafter referred to as SLMCPR). ing. For various transient changes that are expected to occur during the plant life, the transient characteristics are analyzed using an analysis program that has been validated in advance, and ΔMCPR is evaluated. Limit MCPR (hereinafter referred to as “OLMCPR”) is calculated by adding the largest change (hereinafter referred to as “ΔMCPRmax”) to the SLMCPR.
OLMCPR = ΔMCPRmax + SLMCPR
[0013]
In many commercial BWR plants, ΔMCPRmax is often determined by a generator load shut-off, bypass valve malfunction, or loss of feed water heating. FIGS. 25 (a) and 25 (b) show a case where a BWR plant loaded with 9 × 9 uranium fuel is in the rated power / rated flow operation state and the generator load shut-off / bypass valve is not activated at the end of the core operation cycle. The results of transient change analysis are shown. When a load loss occurs due to a ground fault caused by a lightning strike or the like, the output-load unbalance relay operates and the turbine steam control valve is quickly closed. When the capacity of the bypass valve cannot handle the rated steam flow (in the case of a partial capacity bypass plant), the reactor is scrammed by the generation of the quick valve closing signal. At this time, the normal bypass valve is opened rapidly, and the rise in the furnace pressure due to steam shut-off is alleviated. However, if it is assumed that the bypass valve has failed to open as a condition setting on the maintenance side, the amount of increase from the initial value of the neutron flux becomes large. Here, among the domestic BWR plants, the plant constructed relatively early has a lower scram speed than the plant constructed in recent years, so the maximum value of the neutron flux is about 252%, and the MCPR is the initial MCPR = 1. .32 decreases from 0.25 (ΔMCPR = 0.25) and decreases to SLMCPR (= 1.07).
[0014]
Similarly, fuel / core design also relates to accident events that have a sufficiently low probability of occurrence than transient events. In particular, in a recirculation pump shaft fixing accident in which the core coolant flow rate is suddenly lost due to the rotation shaft of one recirculation pump 5 being fixed for some reason, a void occurs at the beginning of the event occurrence. When the negative void reactivity coefficient is small, the mismatch between the furnace power and the coolant flow rate increases, and ΔMCPR tends to increase. In the analysis result in the early cycle core loaded with the 9 × 9 uranium fuel shown in FIGS. 26A and 26B, the MCPR decrease amount from the initial MCPR is 0.11 (ΔMCPR = 0.11).
[0015]
Next, stability refers to when the operating point is in a low flow rate / high power state when the plant is started or stopped, or when a transient change such as a trip of one recirculation pump occurs in the plant, the operating point is low. It means the damping characteristic of neutron flux vibration when the flow rate / high power is shifted. The core is desirably stable in the entire operation region, and is confirmed by analyzing that the reduction ratio, which is a stability determination parameter, is less than 1.0. On the contrary, an operation region having a small margin with respect to the reduction ratio of 1.0 is excluded by a selection control rod (hereinafter referred to as “SRI”) or a stability restriction curve. The stability types include channel stability with particular attention to the thermo-hydraulic stability of the highest power channel, core stability, which is neutron flux oscillation with the entire core phase aligned, and a symmetry axis in the core circumferential direction. However, there is a region stability that is neutron flux oscillation that is 180 degrees out of phase. The sensitivity of each stability to the axial power distribution is more severe as the core stability is generally flat, and the channel stability and region stability are more severe as the lower peak distribution. In the core stability, the sensitivity to the axial power distribution differs from other stability. The core stability has a large effect of nuclear feedback, which has a large effect when the power peak is high at a high void fraction. This is because it appears as Regarding the stability of BWR, published document 5 “TLR010 (Revision 3)“ Boiling water nuclear power plant “stability analysis method”, Toshiba Corporation, February 1998 ”” or published document 6 “HLR013 (Verification 3) "Boiling water nuclear power plant" Stability analysis method ", February 1998, Hitachi, Ltd."
[0016]
Fig. 27 shows the analysis results of the core stability on the operating characteristics diagram of the BWR plant loaded with all 9x9 uranium fuel, and the analysis results for the core loaded with 8x8 MOX fuel and 9x9 uranium fuel mixedly. Shown in comparison. Here, the stability analysis is performed using a frequency domain stability analysis code that models a BWR core including a coolant recirculation system. When the negative void reactivity coefficient increases due to the MOX fuel loading, the negative feedback gain increases, so the core stability tends to decrease. The core stability reduction ratio is the maximum at the intersection (point D) of the minimum pump speed curve and the stability limit curve. In the core loaded with all 9 × 9 uranium fuel, the reduction ratio is 0. On the other hand, in the reactor core in which 8 × 8 MOX fuel and 9 × 9 uranium fuel are mixed, it is increased to 0.78.
[0017]
In this way, in the BWR core, various design improvements prevent transients, accidents, and deterioration of stability. On the other hand, high-burning light water reactor fuel is used to effectively use uranium resources and reduce the amount of spent fuel. The uranium enrichment tends to increase accordingly. As the uranium enrichment increases, the void reactivity coefficient becomes more negative, and the increase in reactivity in the cold state relative to the normal operating state also increases. In boiling water reactors, it is necessary to maintain the void reactivity coefficient and the amount of increase in cold reactivity at appropriate values from the viewpoint of reactor controllability such as core dynamics including thermal hydraulic feedback effect and reactor shutdown margin. is there. As a method for adjusting the void coefficient and the amount of increase in cold reactivity, it is known to adjust the amount of water as a neutron moderator.
[0018]
In boiling water reactors, water close to saturation flows into the channel box from the bottom of the fuel assembly, resulting in a two-phase flow containing steam voids generated by heat transfer from the fuel rods and outflowing from the top of the fuel assembly. To do. In addition to a substantially saturated water gap region between the fuel assemblies, a saturated water region is also formed inside the channel box, so that a water rod may be disposed near the center of the fuel assembly.
[0019]
Moreover, it is effective to increase the water gap region between the fuel assemblies in order to reduce the amount of increase in the reactivity at the time of cold temperature. Further, the same effect can be obtained even in a structure in which the thickness of the upper portion of the channel box is reduced to increase the water gap region.
[0020]
In addition, as related to this type of fuel assembly, as disclosed in, for example, Japanese Patent Publication No. 4-37391, fuel rods (partial fuel tanks) in which the upper fuel is missing at the four corners of the fuel assembly. Long fuel rods) are arranged, and the corners of the channel box 31 are recessed at the portion where the fuel is lacking to improve the nuclear characteristics. Further, in Japanese Patent Application Laid-Open No. 5-80172, the fuel rod at the center of the outermost periphery of the fuel assembly is omitted, and the channel box 31 is recessed at the missing portion so as to improve the nuclear characteristics. Is mentioned.
[0021]
[Problems to be solved by the invention]
The core of a boiling water reactor can be classified into a fuel material region, a two-phase flow path containing steam voids, a saturated water region where steam voids hardly occur, and a structural material region. Increasing the percentage of saturated water area can reduce the void reactivity coefficient and the amount of increase in cold temperature reactivity, but it is important to distribute the saturated water area effectively because other areas are sacrificed at this time. . In a core composed of a fuel assembly having a conventional rectangular channel box, the amount of water between the channel boxes cannot be more than a certain amount due to limitations such as the nuclear characteristics of the fuel and the size of the core as described above. . In boiling water reactors, water has the function of slowing neutrons and facilitating fission. Therefore, there is a limit to the amount of water, and there is a disagreement that the burnup of the reactor fuel and the neutron economy are limited, and neutron absorption is not possible in the fuel (MOX fuel) mixed with uranium and plutonium. It is desirable that there be more moderator water in the core than fuel made from conventional uranium alone.
[0022]
In the channel box described in Japanese Patent Publication No. 4-37391 and Japanese Patent Application Laid-Open No. 5-80172, the improvement of the furnace shutdown margin and the effect of reducing the absolute value of the void coefficient are considered. However, there is still an improvement that it is difficult to perform optimization corresponding to various fuels and core shapes.
[0023]
In addition, the core fuel grid shape at the time when the BWR plant was introduced in Japan was mostly a D grid with different water gap widths on the control rod insertion side and the counter-control rod insertion side. Since the water gap width on the side opposite to the control rod insertion side is different, the neutron flux distribution in the horizontal section of the assembly tends to be easily distorted (the output peaking on the control rod insertion side with a large amount of water tends to increase). In the same way as the core of the constructed plant, the introduction of a uniform neutron flux distribution measure is awaited. As one of the means, a method of decentering the water region (water rod or water box) in the fuel assembly toward the non-control rod insertion side is conceivable. In this case, as described above, for the D lattice It is necessary to conduct a limit power test.
[0024]
Furthermore, it is desirable to unify the fuel grid shape in order to reduce the number of boiling transition test points using the actual size simulated fuel assembly due to the loop outside the furnace necessary for new fuel development. However, when a grid with a large channel width (C, D, N grid) is matched with a grid with a small channel width (S grid), control rod operation is prevented from occurring. There exists a subject that it is necessary to ensure the contact rotating surface of a roller.
[0025]
The present invention has been made in view of the above, and pays attention to the distribution of saturated water inside and outside the channel box and the effect of the solid moderator, while ensuring sufficient two-phase flow channel and structural material region, void reactivity coefficient It is to reduce the amount of increase in reactivity during cold and warm. The purpose is to improve the neutron economy by increasing the degree of freedom of spatial distribution of moderators such as water in the core in the core, to effectively use the reactor fuel, and to improve the economic efficiency. The object is to obtain a fuel assembly constituting a core suitable for both uranium fuel and MOX fuel.
[0026]
The basic structure of the fuel assembly and channel box (number of grids, fuel rod outer diameter / pitch, spacer type, etc.) should be the same, and the water rod shape and material (for example, application of solid moderator) ), Or by changing the position, it is possible to reduce the absolute value of the void coefficient, or to reduce the distortion of the neutron flux distribution in the assembly horizontal plane. It is considered that a limit output test using a simulated fuel assembly is necessary. As an alternative to the test, it is possible to apply a subchannel analysis code to analyze the thermo-hydraulic characteristics after dividing the flow path of each part of the fuel assembly into a detailed mesh shape. It is necessary to evaluate in detail the interference effect of the water rod on the generation, and in order to obtain a reliable quantitative evaluation result, a large amount of analysis and examination time are generally required.
[0027]
[Means for Solving the Problems]
That is, the present invention provides a fuel assembly comprising a plurality of fuel rods held in the upper and lower tie plates and a channel box surrounding the plurality of fuel rods. Remove some fuel rods located near the corners and remove the fuel rods from the channel box of Cross-sectional shape Octagon A solid moderator mounting part for mounting a solid moderator is provided, and the intended purpose can be achieved without changing existing equipment such as control rods by properly mounting the solid moderator. It is.
[0028]
Further, in the present invention, the partial length fuel rods are arranged at the corner portions, and the channel box shape in the region where there is no fuel rod is formed. Octagon Thus, the object is achieved by mounting the same solid moderator as described above.
[0029]
That is, with the fuel assembly and channel box formed in this way, the neutron flux distribution in the reactor can be adjusted appropriately and appropriately by whether or not the solid moderator is installed or the material of the solid moderator is selected. it can.
[0030]
Note that the influence of the solid moderator on the limit output characteristics of the fuel assembly is very slight, and if necessary, the influence can be easily grasped by applying the subchannel analysis code.
[0031]
On the other hand, even when a solid moderator is not installed, a space is formed in the short side portion of the pseudo octagonal channel box, and a flow passage area through which water outside the channel box flows is formed. As water flows, this increases the amount of water in the core and promotes neutron moderation, resulting in more thermal neutrons suitable for fission. Therefore, the degree of freedom of space distribution of the moderator such as water in the core in the core is increased, and the neutron economy of both uranium fuel and MOX fuel can be improved.
[0032]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
Hereinafter, embodiments of the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings.
[0033]
FIG. 1 is a cross-sectional view showing a first embodiment of the fuel assembly of the present invention. The fuel assembly 40a is similar to the structure of the 9 × 9 fuel assembly shown in FIG. A plurality of full length fuel rods 41a (both outer diameter of cladding tube about 10 mm × effective length of about 3.7 m) held at both ends by the tie plate and lower tie plate, four partial length fuel rods 41b (outer diameter of cladding tube about 10 mm) X Effective length of about 2.0 m) Four small-diameter fuel rods 41c (outer diameter of cladding tube 8 mm x effective length of about 3.7 m) are arranged in a lattice pattern, with one water in the center. A box 42 is provided, and the fuel rod and the water box are held in a lattice shape by spacers. In this case, the full length fuel rods 41a and the like are arranged in a grid pattern at a predetermined pitch, but a total of 12 fuel rods including the full length fuel rods at the corner or two adjacent to them are not arranged. The bundle of rods has a pseudo octagonal shape, and the bundle of pseudo octagonal fuel rods is covered with a channel box 43.
[0034]
Instead of the full length fuel rod 41a, a partial length fuel rod 41b is arranged at the center of the outer peripheral portion of the fuel rods arranged in a lattice shape, and is arranged on the octagonal short side portion in the corner portion from which the fuel rod is removed. The fuel rod 41c having a smaller diameter than the other fuel rods is arranged. In addition, one water box 42 disposed in the central portion has a cross-sectional area of approximately five fuel rods and is formed by rotating a square by 45 degrees. Four round water rods 44 (one for each fuel rod) are arranged so as to surround the water box 42 at an equal distance in a satellite shape.
[0035]
The channel box 43 attached to the upper tie plate surrounds the bundle of fuel rods and extends downward, and the lower end of the channel box 43 reaches below the upper surface of the lower tie plate that matches the shape of the lower tie plate. It surrounds the rate. Here, as shown in FIG. 1, in the corner portion of the channel box 43 of the fuel assembly 40a, the lengths of the opposite sides are equal and the lengths of adjacent sides are different as the fuel rods in the corner portion are removed. It is formed in a pseudo octagon.
[0036]
On the outer side of the short side portion of the channel box 43 whose cross section is formed in a pseudo octagon shape, a cross-section dovetail-like convex portion extending in the longitudinal direction on the short side portion of the channel box 43 so that the solid moderator can be attached and detached. A solid moderator mounting portion 45a or a recess 45b is provided.
[0037]
As the solid moderator mounted on the convex portion 45a, there are a thin plate-shaped (thickness 3 mm) solid moderator 46a which is the same material as the channel box 43, and a solid moderator 46b having a triangular cross section including graphite inside. And the height is almost the same as that of the channel box 43, and the inner surface of the groove 46a has a dovetail-shaped cross section extending in the longitudinal direction. ₁ 46b ₁ Is formed. The material of the solid moderator 46c mounted in the recess 45b is the same as that of the channel box 43 and has a thin plate shape (thickness 2 mm), and the height is substantially the same as that of the channel box 44. Has a dovetail-shaped protrusion 46c extending in the longitudinal direction. ₁ Is formed.
[0038]
In FIG. 1, a concave groove 46 b of a triangular solid moderator 46 b is formed on a convex portion 45 a provided on the short sides of the channel box 43 facing each other. ₁ Is engaged with the solid moderator 46b, and the other one convex portion 45a has a concave groove 46a. ₁ The thin plate-like solid moderator 46a can be mounted by engaging the. Furthermore, a protrusion 46c is formed in the recess 45b provided on the other short side. ₁ A solid moderator 46c having a protrusion 46c. ₁ Can be mounted by engaging with a recess 45 b provided in the short side of the channel box 43. Therefore, it is possible to adjust the void reactivity coefficient by attaching the

solid moderator

46a, 46b or 46c.
[0039]
As a solid moderator, a metal hydride with a high melting point such as zirconium hydride or zirconium deuteride is selected in addition to those containing materials with an excellent reduction ratio, although the speed reduction capability is inferior to light water such as beryllium and graphite. It is possible, and the neutron distribution in the gap can be adjusted by mounting these solid moderators. Here, deceleration capacity is defined as the following quantity;
Deceleration capacity = ξΣs / cm
ξ: Average logarithmic decay rate of energy due to a single collision
Σs: Macroscopic scattering cross section (cm ^-1 )
Also, the reduction ratio is defined as the following quantity;
Reduction ratio = ξΣs / Σa
Σa: Macroscopic absorption cross section (cm ^-1 )
[0040]
According to published document 7 “Ohm's“ New Edition Nuclear Handbook ”pp171, Table 4.3 Properties of various moderators”, the moderation capacity is 1.5 for light water, 0.16 for beryllium, and 0. 0 for graphite. The reduction ratio is 70 for light water, 150 for beryllium, 170 for graphite, 56 for zirconium hydride, and 68 for zirconium deuteride.
[0041]
FIG. 2 is a view showing a second embodiment in which partial-length fuel rods are arranged at the corners of a 10 × 10 lattice fuel assembly. As shown in FIG. 2, the fuel rod 41 in the fuel assembly 40b is shown in FIG. Although arranged in a grid at a predetermined pitch, a total of 12 fuel rods, 3 each in the corner portion, are part-length fuel rods. The channel box 43 has a quadrangular cross section at a height with a partial fuel rod, and a pseudo-octagon at a height without a partial fuel rod. A convex portion 45a is provided on the side surface of the short side portion of the pseudo-octagon so that a detachable thin plate-like solid moderator 46a can be attached in the same manner as in the first embodiment. In the present embodiment, the amount of nuclear fuel material charged increases compared to the first embodiment, but the void reactivity coefficient can be adjusted by attaching a solid moderator. Further, even when the solid moderator is not mounted, the effect of reducing the void reactivity coefficient can be obtained. This is because in BWR, the void ratio increases as it approaches the core outlet, so that the effect as a moderator of water outside the channel is relatively large when close to the core outlet.
[0042]
In addition, the solid moderator 46a is attached to all or a part of the corners to change the moderation performance of neutrons, and comprehensively consider the safety and economics of the core / plant loaded with the fuel assembly. And an optimized core can be formed.
[0043]
As a modification of this example, the full length fuel rods 41a (4 × 1) at the four corners of the 10 × 10 lattice fuel assembly are removed, and the partial length fuel rods 41b in which the upper part of the two adjacent fuel rods is deleted are adopted. The channel box has a pseudo-octagon at the bottom, a pseudo-octagon at the top having a shorter side than the bottom, and a convex portion 45a is provided on the short side so that a thin plate-like polygonal columnar moderator 46a can be attached and detached. It can also be provided.
[0044]
The third to seventh embodiments relate to the water rod shape of the fuel assembly. As an example of application of a water rod to a 10 × 10 square lattice fuel assembly to which a solid moderator can be attached and removed and a channel box, the fuel assembly 40c shown in FIG. 3 has a single ultra-large diameter round water rod 42a (fuel rod 12). The fuel assembly 40d shown in FIG. 4 is provided with a square water box 42 (12 fuel rods) obtained by rotating the square by 45 degrees, and the fuel assembly 40e shown in FIG. A large-diameter water rod 42b (for 10 fuel rods) and a square water box 42c (for 9 fuel rods) in the fuel assembly 40f shown in FIG. 6 are arranged at or near the center of the assembly. Has been. In addition, four sub-bundles arranged in a 5 × 5 square lattice shape are combined as a whole with a cross-shaped water cross 42d formed by rotating a square of four fuel rods in the center at 45 degrees, as a whole. FIG. 7 shows an application example to a fuel assembly 40g having a 10 × 10 fuel rod array lattice structure.
[0045]
According to these embodiments, the core excellent in safety and economy can be obtained by selecting the amount of water (volume) or the material of the solid moderator or the material outside the channel with respect to the water inside the channel. Can be realized.
[0046]
In the eighth embodiment, when one fuel assembly shape in the channel box is given, the number of mounted solid moderators is changed depending on the thickness of the channel box. That is, when the fuel assembly 40d is loaded on the core, as shown in FIG. 8 (a), if the channel box thickness is 2.5 mm, the solid moderator 46b made of the same material as the channel box is formed into a pseudo octagon. When the thickness of the channel box is about 3.0 mm, the number of solid moderators 46b is reduced as shown in FIG. 8B, or not at all. Do not wear.
[0047]
As a result, sufficient safety margins can be secured for the individual cores loaded with the fuel assemblies surrounded by channel boxes having different wall thicknesses.
[0048]
FIG. 9 is a diagram showing a ninth embodiment, in which the number of mounted solid moderators is changed depending on the presence or absence of MOX fuel rods in the fuel assembly when the fuel assembly 40d is loaded on the core. It is. That is, as shown in FIG. 9A, when the fuel assembly is composed of the uranium rod 41a and the water rod 42, the solid moderator 46b is mounted at two locations on the short side of the pseudo octagon. . On the other hand, when the fuel assembly is composed of the uranium rod 41a, the MOX fuel rod 47, and the water rod 42, the solid moderator 46b is not mounted.
[0049]
Thereby, sufficient safety margins can be ensured for the individual cores loaded with fuel assemblies of different fuel rod types.
[0050]
In the tenth embodiment, when the water rod 42 is used and the fuel assembly 40h provided with the convex portions 45a and the concave portions 45b for mounting the solid moderator on the channel box 43 is loaded on the reactor core, C-lattice, D-lattice, or N-lattice when the fuel rod pitch of a lattice or N-lattice type fuel assembly is unified to S-lattice and the inner width of those channel boxes is unified to S-lattice type It shows the mounting method of the solid moderator in the type channel box. That is, as shown in FIG. 10, on the side where the channel boxes 43 of the four fuel assemblies are closest to the control rod 21, the solid moderator 48 to be mounted in the recess 45 b of each channel box 43 is formed on the side surface of the channel box 43. Therefore, the channel box thickness is effectively increased by about 1 mm, and the gap with the control rod roller 21a is filled. Further, no solid moderator is attached to the other three pseudo octagonal short sides away from the control rod.
[0051]
Thereby, even when the channel boxes of all the BWR cores are unified into a compact type, the control rod operation is not affected, and the void reactivity coefficient can be adjusted appropriately.
[0052]
FIG. 11 is a diagram showing an eleventh embodiment, and shows an example of mounting a solid moderator in a core in which the core lattice shape adopts a D lattice when the fuel assembly 40d is loaded on the core. is there. That is, as shown in FIG. 11, the solid moderator 46b is mounted at three locations on the side where the channel boxes 43 of the four fuel assemblies 40d are close to the control rod 21, but in a pseudo eight position diagonally from the center of the control rod. Do not attach to the short side of the square.
[0053]
As shown in Table 1, since the D lattice employs an anisotropic pitch of the fuel assemblies, the water gap on the control rod side is large. For this reason, the neutron flux distribution on the horizontal surface of the assembly tends to be distorted (becomes higher on the water gap side), which is a restriction on the core design.
Thus, according to the present invention, the distortion of the neutron flux distribution in the horizontal fuel cross section is relaxed and approaches a symmetrical distribution, so that flexibility in core design can be improved and economic efficiency can be improved.
[Table 1]

[0054]
FIG. 12 is a diagram showing a twelfth embodiment. When the fuel assembly 40d is loaded on the core, the number of solid moderators is changed depending on the number of combustion cycles of the fuel assembly. It is a thing. That is, as shown in FIG. 12, the first cycle (initially loaded) fuel has the solid moderator 46b mounted on all the pseudo octagonal short sides, and the second cycle fuel has the pseudo eight closest to the control rod. Solid moderators 46b are mounted at the other three locations excluding the rectangular short side. Furthermore, the solid moderator 46b is attached to only two places on the diagonal line of the pseudo octagonal short side portion in the third cycle fuel, and the solid moderator is attached to the fuel in the fourth cycle transition. Absent.
[0055]
In the solid moderator mounting embodiment described above, when the amount of the solid moderator mounted is not changed depending on the combustion cycle of the fuel assembly, that is, a pseudo octagonal channel as shown in FIG. When the solid moderator is not attached to the short side of the box at all, or when the solid moderator is attached to all the short sides of the pseudo octagonal channel box as shown in FIG. 13C, and FIG. 13B. As shown in Fig. 3, dynamic void coefficient when appropriately changed (at 40% void), transient change (generator load shut-off / bypass valve malfunction), accident (recirculation pump shaft sticking accident), stability ( The evaluation results of the core stability are shown in Tables 2 (a) to (c), respectively. Here, the dynamic void reactivity coefficient when the core average void fraction is 40% is a value defined by the following equation;
Dynamic void coefficient (¢ /% void ratio)
= Static void coefficient ((ΔK / K) /% void ratio) / effective delayed neutron generation ratio β × 40% when the void ratio is 40%
[0056]
A typical value of a BWR core having a static void coefficient (ΔK / K) /% void ratio when the void ratio is 40% is −0.4 × 10 ^-3 ~ -1.5 × 10 ^-3 It is. Β is the sum of the delayed neutron ratio βi in each group i, and the typical value of BWR is 0.005. Therefore, the dynamic void coefficient is designed in the range of about -3.0 to -12.0 ¢ /% void rate.
[0057]
The ΔMCPR evaluation at the time of transient / accident shown in Table 2 (b) was performed for both the early cycle core and the late cycle core. From the table, ΔMCPR becomes maximum in the early cycle core when the mounting example is shown in FIG. 13C, and ΔMCPR at the time of the recirculation pump shaft sticking accident is 0.19. In addition, ΔMCPR becomes maximum in the end-of-cycle core when the mounting example is shown in FIG. 13A, and ΔMCPR when the generator load is cut off and the bypass valve is not operated is 0.30.
[0058]
The reduction ratio evaluation shown in Table 2 (c) was performed at the end of the cycle where the margin of core stability was minimized. From the table, the core stability reduction ratio is maximized when the mounting example is shown in FIG. 13C, which is 0.60.
[Table 2]

As described above, from the analysis results shown in Tables 2 (a) to (c), when the mounting example is FIG. 13 (b), both the ΔMCPR and the core stability reduction ratio have the maximum values over the cycle period. It can be seen that the dynamic characteristics of the plant / core are optimized.
[0059]
14 to 17 show the mounting of the solid moderator on the channel box pseudo octagonal short side from the viewpoint of the mounting method and the mounting position. That is, in the fourteenth embodiment shown in FIGS. 14A, 14B, and 14C, the convex portions 45a for mounting the solid moderator 46b are arranged vertically in one row at the four pseudo octagonal short side portions. Is attached. More specifically, the convex portion 45a has a dovetail shape that spreads outward, and the concave groove 46a of the solid moderator 46b. ₁ Since the cross-section is formed in the shape of a pigeon tail, the solid moderator 46b is not separated from the channel box 43 and falls outside after the solid moderator 46b is mounted from the upper part of the channel box 43.
[0060]
In the fifteenth embodiment shown in FIG. 15, the pseudo-octagonal short side portions are arranged in two rows vertically, at a distance of two locations, and thus in each of the short side portions, four places for mounting the solid moderator 46b. A protrusion 45c is added. Similarly, since the convex portion 45a has a shape that spreads outward, the solid moderator is not separated from the channel box and falls outside after the solid moderator is mounted from the upper part of the channel box. The solid moderator 45a can be finely adjusted in the energy distribution of the neutron flux by providing a hollow portion or having a structure incorporating the tube 50 containing the neutron poison.
[0061]
In the sixteenth embodiment shown in FIG. 16, the short side portion of the channel box 43 is provided with a plurality of convex portions 45d in the longitudinal direction, and the solid moderator 46c divided into a plurality of convex portions 54d. Is fixed. The solid moderator 46c is an example of being mounted on the short side portion of the pseudo octagonal channel box in accordance with the positions of four LPRMs installed in the core height direction. Further, by providing a plurality of mounting portions for the solid moderator 46c, more stable mounting is possible.
[0062]
The seventeenth embodiment shown in FIG. 17 relates to a channel box, a solid moderator shape, and a mounting method when partial-length fuel rods are arranged at corners of a fuel assembly. Concave portions 45e for mounting the solid moderator 46d are attached to four places of the pseudo octagonal channel short side portion in one row vertically long. More specifically, since the recess 45e has a shape that expands inward, the solid moderator is not separated from the channel box and falls outside after the solid moderator is mounted from the upper part of the channel box. Further, a hole 51 is formed in the upper part of the solid moderator 46d so that it can be attached and detached with a dedicated jig.
[0063]
The eighteenth embodiment is an example when the solid moderator mounting position is changed from the four corners of the channel box to the outermost peripheral four sides. That is, in the fuel assembly 40j, the fuel rod is removed from the center position of the outer side, and the channel box 43 is provided with a recess 45f at that position, and the solid moderator 46e can be attached to the recess 45f. Even in this embodiment, the control rod operation is not affected.
[0064]
Examples of application of the shape and material of the solid moderator include, in addition to the above, an example in which the cross-sectional area is changed with respect to the channel box axial direction using a polygonal column of the same material, or the channel box axial direction or the channel circumferential direction. There are examples in which different materials are applied, examples in which there are flow passage holes through which the gap portion coolant flows, and examples in which they are combined.
[0065]
【The invention's effect】
As described above, according to the present invention, the energy distribution of the neutron flux can be appropriately adjusted by the detachable solid constant moderator mounted on the surface of the channel box having a pseudo octagonal cross section, and the fuel The distortion of the neutron flux distribution at the cross section of the assembly can be suppressed, and the negative void reactivity coefficient can be optimized in terms of plant and core dynamics.
[0066]
In addition, there are many substances and materials that can be used as solid moderators, and there are many choices of shapes and processing is easy, so the application range is wide and the effect is stable, the core lattice shape, It is possible to respond flexibly and finely to fluctuations in the presence or absence of MOX fuel loading, core combustion cycle, channel box thickness, etc.
[0067]
Furthermore, it is possible to unify the fuel assembly and the channel box structure regardless of the shape of the core fuel lattice without changing the design of existing equipment such as control rods. As a result, it is possible to complete the marginal power test required at the time of new fuel development at a low cost and in a short period of time, and it is possible to reduce the fuel development cost.
[0068]
On the other hand, even when a solid moderator is not installed, the flow path area through which the water outside the channel box flows is formed large, so that a large amount of water flows through this area, which increases the amount of water in the core. Neutron moderation is promoted, and many thermal neutrons suitable for fission are obtained, thus increasing the degree of freedom of spatial distribution of moderators such as water in the core, improving the neutron economy, and reactor fuel Can be used effectively and the economy can be improved.
[0069]
As described above, with the configuration of the present invention, even when high uranium enrichment and plutonium fuel are used, the reactivity of the core during operation, the heat removal characteristics due to the coolant, and the structural strength of the assembly are deteriorated. Therefore, it is possible to improve controllability such as furnace shutdown margin and void reactivity coefficient.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a cross-sectional view showing a first embodiment of a fuel assembly to which a solid moderator can be attached according to the present invention.
FIG. 2 is a configuration diagram showing a second embodiment of a fuel assembly to which a solid moderator can be attached according to the present invention.
FIG. 3 is a configuration diagram showing a third embodiment of a fuel assembly to which a solid moderator can be mounted according to the present invention.
FIG. 4 is a configuration diagram showing a fourth embodiment of a fuel assembly to which a solid moderator can be attached according to the present invention.
FIG. 5 is a configuration diagram showing a fifth embodiment of a fuel assembly to which a solid moderator can be attached according to the present invention.
FIG. 6 is a configuration diagram showing a sixth embodiment of a fuel assembly to which a solid moderator can be attached according to the present invention.
FIG. 7 is a configuration diagram showing a seventh embodiment of a fuel assembly to which a solid moderator can be attached according to the present invention.
FIGS. 8A and 8B are configuration diagrams showing a first embodiment of a core employing a fuel assembly to which a solid moderator can be attached according to the present invention, respectively.
FIGS. 9A and 9B are configuration diagrams showing a second embodiment of a reactor core that employs a fuel assembly to which a solid moderator can be mounted according to the present invention, respectively.
FIG. 10 is a configuration diagram showing a third embodiment of a core employing a fuel assembly to which a solid moderator can be attached according to the present invention.
FIG. 11 is a configuration diagram showing a fourth embodiment of a core employing a fuel assembly to which a solid moderator can be attached according to the present invention.
FIG. 12 is a configuration diagram showing a fifth embodiment of a core employing a fuel assembly to which a solid moderator can be attached according to the present invention.
FIGS. 13A, 13B, and 13C are configuration diagrams showing a sixth embodiment of a core that employs fuel assemblies having different burnups that can be equipped with solid moderators according to the present invention, respectively.
14A is a perspective view of a channel box in which a solid moderator can be mounted according to the present invention, FIG. 14B is a perspective view of a solid moderator, and FIG. 14C is an inner view of the solid moderator.
15A is a perspective view showing another example of the channel box in which the solid moderator can be mounted according to the present invention, FIG. 15B is a perspective view of the solid moderator, and FIG. 15C is an inner view of the solid moderator. .
16A is a perspective view showing still another example of a channel box in which the solid moderator can be mounted according to the present invention, FIG. 16B is a perspective view of the solid moderator, and FIG. 16C is an inner surface of the solid moderator. Figure.
17A is a perspective view showing still another example of a channel box in which the solid moderator can be mounted according to the present invention, FIG. 17B is a perspective view of the solid moderator, and FIG. 17C is an inner surface of the solid moderator. Figure.
FIG. 18 is a configuration diagram showing another embodiment of the fuel assembly to which the solid moderator can be attached according to the present invention.
FIG. 19 is a configuration diagram of a boiling water nuclear power plant.
FIG. 20 is a diagram showing the operating characteristics of BWR.
FIG. 21 is a diagram showing a schematic configuration of a BWR core.
22A is a longitudinal sectional view of a fuel assembly, and FIG. 22B is a transverse sectional view of FIG. 22A.
FIG. 23 is an explanatory diagram of a channel box support state.
FIG. 24 is a diagram showing the relationship between the ratio between the water gap area and the water rod area, and the amount of increase in reactivity during cold temperature.
FIGS. 25A and 25B are diagrams showing transient change analysis results when a generator load cut-off and a bypass valve do not operate at the end of the core operation cycle, respectively.
FIG. 26 is a diagram showing a transient change analysis result in a cycle early core loaded with 9 × 9 uranium fuel.
FIG. 27 is a diagram showing a comparison between a core stability analysis result with a full load of uranium and an analysis result for a core loaded with a mixture of MOX fuel and uranium fuel.
[Explanation of symbols]
1 containment
2 Reactor pressure vessel
3 core
4 Coolant
20 Fuel assembly
21 Control rod
40a, 40b, 40c, 40d, 40e, 40f, 40g, 40j Fuel assembly
41a Full length fuel rod
41b Partial-length fuel rod
41c Small fuel rod
42 Waterbox
43 Channel box
45a Convex
45b recess
46a, 46b, 46c, 46d, 46e Solid moderator

Claims

A forced circulation boiling water atom in which a plurality of fuel rods arranged in a square lattice and one or more water rods are held in a bundle by a spacer, and the bundled fuel rods are covered by a channel box In the fuel assembly for the furnace,
The channel box is formed to have an octagonal cross section by forming a planar short side at the corner of the channel box, and a solid moderator mounting portion is provided on the short side, and the solid moderator mounting A fuel assembly for a boiling water reactor, characterized in that a solid moderator is attached to or removed from the part .

Four full-length fuel rods at the four corners of the fuel rods arranged in a square lattice, or 3 × 4 full-length fuel rods plus two adjacent ones were removed and covered with an octagonal channel box. The fuel assembly for a boiling water reactor according to claim 1, wherein

For the three full length fuel rods x 4 at the corners of the fuel rods arranged in a square lattice, a partial length fuel rod with the upper part removed is used , and the cross section at the lower part is a quadrant. 2. The fuel assembly for a boiling water reactor according to claim 1, wherein the fuel assembly is covered with a channel box having a square shape and an octagonal cross section at the top .

Remove the full length fuel rods one × 4 of the four corners of the fuel rods arranged in a square lattice, in terms of employing a part-length fuel rods remove the top for two adjacent thereto, the cross section in the lower corner portion It is an octagon with a short side formed, and the upper side is covered with a channel box whose upper side has an octagonal cross section longer than the short side of the lower corner. The fuel assembly for a boiling water reactor according to claim 1.

At the center of a bundle of multiple fuel rods arranged in a square grid, a super large round water rod, a water box with a square rotated 45 degrees, two large water rods, a square water box, a cross 5. A circular water cross, or four round water rods arranged so as to surround a water box formed by rotating a square by 45 degrees in a satellite shape, is provided. A fuel assembly for a boiling water reactor as described.

The boiling water atom according to any one of claims 1 to 5, wherein the fuel rod pitch and the maximum width in the channel box are unified with the narrowest S lattice regardless of the core lattice shape. Reactor fuel assembly.

The fuel for a boiling water reactor according to any one of claims 1 to 6, wherein the solid moderator is mounted only on a control rod side in a fuel assembly loaded in a D lattice core. Aggregation.

8. The boiling water atom according to claim 1, wherein the solid moderator is made of Zircaloy-4, an alloy of the same material as the channel box, or an alloy containing a hydride. Reactor fuel assembly.

The fuel assembly for a boiling water reactor according to any one of claims 1 to 7, wherein the solid moderator includes a material having a neutron moderating ability inferior to that of light water.

10. The fuel assembly for a boiling water reactor according to claim 1, wherein the solid moderator is a polygonal column made of the same material and has a cross-sectional area that changes in the channel box axial direction. 11.

10. The fuel assembly for a boiling water reactor according to claim 1, wherein different materials are applied to the solid moderator in the channel box axial direction or the channel circumferential direction. 11.

The fuel assembly for a boiling water reactor according to any one of claims 1 to 11 , wherein the solid moderator has a flow path through which the bypass portion coolant flows.

The fuel assembly for a boiling water reactor according to any one of claims 1 to 12 , wherein the solid moderator is divided into a plurality of pieces in the vertical direction.

14. The fuel assembly for a boiling water reactor according to claim 13 , wherein the solid moderator is arranged in accordance with a height position of each neutron measuring instrument of the rod-shaped local output monitor.

A forced circulation boiling water atom in which a plurality of fuel rods arranged in a square lattice and one or more water rods are held in a bundle by a spacer, and the bundled fuel rods are covered by a channel box In the fuel assembly for the furnace,
Removing a portion of the fuel rod from the peripheral portion of the square lattice in SEQ fuel rods, or the partial length fuel rods arranged in the peripheral portion, it is formed by the removed fuel rods or the part length fuel rods A solid moderator mounting portion comprising a groove is provided on the side of the channel box at a location corresponding to the space portion in the channel box, and the solid moderator mounting portion is provided so that the solid moderator can be attached or detached. A fuel assembly for a boiling water reactor.

The fuel assembly according to claim 1 to 15, wherein, characterized by being loaded as the first loading fuel, boiling water reactor.