JPH01178893A - 沸騰水型原子炉用燃料集合体 - Google Patents
沸騰水型原子炉用燃料集合体Info
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- JPH01178893A JPH01178893A JP63002516A JP251688A JPH01178893A JP H01178893 A JPH01178893 A JP H01178893A JP 63002516 A JP63002516 A JP 63002516A JP 251688 A JP251688 A JP 251688A JP H01178893 A JPH01178893 A JP H01178893A
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- 238000009835 boiling Methods 0.000 title claims description 13
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims 1
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- 239000002574 poison Substances 0.000 abstract description 2
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- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 14
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
［発明の目的］
（産業上の利用分野）
本発明は燃料経済性を高めた沸騰水型原子炉用燃料集合
体に関する。
体に関する。
（従来の技術）
現在の商業用原子炉で使用されている燃料集合体は、濃
縮ウランの二酸化物をペレット状に焼結した燃料要素を
ジルコニウム合金の被覆管に充填して燃料棒とし、この
燃料棒をチャンネル内に多数正方格子状に配列してこれ
をスペーサでその間隔を保持しながら束ねて構成されて
いる。
縮ウランの二酸化物をペレット状に焼結した燃料要素を
ジルコニウム合金の被覆管に充填して燃料棒とし、この
燃料棒をチャンネル内に多数正方格子状に配列してこれ
をスペーサでその間隔を保持しながら束ねて構成されて
いる。
このような沸騰水型原子炉用燃料集合体の一例を第５図
に示す。この図において燃料集合体１１は、燃料棒１３
が８×８の正方格子状に配列され、中央部分にはその中
を非沸騰水が流れるウォーターロッド１２が配置されて
構成されている。なお１４はチャンネルボックス、１５
は制御棒で市る。
に示す。この図において燃料集合体１１は、燃料棒１３
が８×８の正方格子状に配列され、中央部分にはその中
を非沸騰水が流れるウォーターロッド１２が配置されて
構成されている。なお１４はチャンネルボックス、１５
は制御棒で市る。
この燃料集合体に従来技術の濃縮度分布を適用した例を
第６図に示す。第６図において、（ａ）は濃縮度分布を
示す断面図、 （ｂ）はその各燃料棒の濃縮度を示す表
である。これらの図に示すように、この方法は、燃料集
合体の周辺領域（第６図斜線部分、以下領域■という）
の濃縮度を内部領域（以下領域■という）の濃度より低
くしており、一般に領域■と領域■との濃縮度差（■−
■）は負の値となっている。なお、この例では領域■の
平均−領域■の平均−−４，５％である。このように設
計する理由は、主として局所出力ビーキングをなるべく
抑制する必要があるからで、領域■の濃縮度を低下させ
ることによって局所出力の最大値（局所出力ビーキング
係数）を低く設計できる。
第６図に示す。第６図において、（ａ）は濃縮度分布を
示す断面図、 （ｂ）はその各燃料棒の濃縮度を示す表
である。これらの図に示すように、この方法は、燃料集
合体の周辺領域（第６図斜線部分、以下領域■という）
の濃縮度を内部領域（以下領域■という）の濃度より低
くしており、一般に領域■と領域■との濃縮度差（■−
■）は負の値となっている。なお、この例では領域■の
平均−領域■の平均−−４，５％である。このように設
計する理由は、主として局所出力ビーキングをなるべく
抑制する必要があるからで、領域■の濃縮度を低下させ
ることによって局所出力の最大値（局所出力ビーキング
係数）を低く設計できる。
（発明が解決しようとする課題）
しかしながら、このような設計は以下に述べる理由から
反応度の損失を招き、燃料経済性の面からは問題がある
。
反応度の損失を招き、燃料経済性の面からは問題がある
。
一般に、沸騰水型原子炉用燃料集合体の運転時における
断面方向の熱中性子束は、第７図の曲線７１に示すよう
に外側はど大きくなってあり、このため外側におる燃料
棒はと単位ウラン濃縮度当りのインボータンスが高くな
っている。なお、この図において横軸は燃料集合体径方
向断面の位置を表わし、Ａは最外周部、Ｃは中心部、Ｂ
はその中間の位置である。
断面方向の熱中性子束は、第７図の曲線７１に示すよう
に外側はど大きくなってあり、このため外側におる燃料
棒はと単位ウラン濃縮度当りのインボータンスが高くな
っている。なお、この図において横軸は燃料集合体径方
向断面の位置を表わし、Ａは最外周部、Ｃは中心部、Ｂ
はその中間の位置である。
したがって、周辺部の）農縮度を中心部の濃縮度より高
めると、反応度が増加してくる。例えば、第５図の燃料
における領域■と領域■との濃縮度差と反応度との関係
を示すと、第８図のライン８１に示すように一定の濃縮
度差までは反応度が増加していく。ここで第８図は領域
■と領域■との濃縮度差＜ｗｔ％）（■−■）と無限増
倍率との関係を示す図であり、ライン８１は無限増倍率
を、ライン８２は局所出力ビーキング係数を表す曲線で
おる。
めると、反応度が増加してくる。例えば、第５図の燃料
における領域■と領域■との濃縮度差と反応度との関係
を示すと、第８図のライン８１に示すように一定の濃縮
度差までは反応度が増加していく。ここで第８図は領域
■と領域■との濃縮度差＜ｗｔ％）（■−■）と無限増
倍率との関係を示す図であり、ライン８１は無限増倍率
を、ライン８２は局所出力ビーキング係数を表す曲線で
おる。
このように周辺部の′ａ縮度を上げていくと反応度か増
加するが、次第に熱中性子束は平坦化するので、第７図
のライン７２のように熱中性子束の平坦化がほぼ実現す
ると反応度はそれ以上増加せず、最大反応度となる。こ
の最大反応度を与えるＲ縮度弁イ［が最適な濃縮度分布
である。ところが従来の８×８燃料では、第８図のライ
ン８２に示す、ように、局所出力ビーキング係数を設計
上の基準くライン８３）以下とするためには、領域■と
領域■との濃縮度差を−Ｔｗｔ％程度とする必要があり
、最適な分布とはなり得なかった。
加するが、次第に熱中性子束は平坦化するので、第７図
のライン７２のように熱中性子束の平坦化がほぼ実現す
ると反応度はそれ以上増加せず、最大反応度となる。こ
の最大反応度を与えるＲ縮度弁イ［が最適な濃縮度分布
である。ところが従来の８×８燃料では、第８図のライ
ン８２に示す、ように、局所出力ビーキング係数を設計
上の基準くライン８３）以下とするためには、領域■と
領域■との濃縮度差を−Ｔｗｔ％程度とする必要があり
、最適な分布とはなり得なかった。
以上述ぺたように、８×８燃料では局所出力ビーキング
の制約上最適な濃縮度分布が実現できないという問題が
あった。本発明はかかる状況に対処してなされたもので
、局所出力ビーキングの制約内におって燃料経済性を向
上せしめた沸騰水型燃料集合体を提供することをその目
的とするものである。
の制約上最適な濃縮度分布が実現できないという問題が
あった。本発明はかかる状況に対処してなされたもので
、局所出力ビーキングの制約内におって燃料経済性を向
上せしめた沸騰水型燃料集合体を提供することをその目
的とするものである。
［発明の構成］
（課題を解決するための手段）
本発明は、チャンネルボックス内に多数の燃料棒が正方
格子状に配列してなる沸騰水型原子炉用燃料集合体にお
いて、前記多数の燃料棒を９行９列またはそれ以上に配
列し、これらの燃料棒配列を （ａ）前記チャンネルボックスに隣接する外周部でしか
も４つのコーナーを除く位置にある燃料棒。
格子状に配列してなる沸騰水型原子炉用燃料集合体にお
いて、前記多数の燃料棒を９行９列またはそれ以上に配
列し、これらの燃料棒配列を （ａ）前記チャンネルボックスに隣接する外周部でしか
も４つのコーナーを除く位置にある燃料棒。
（ｂ）前記チャンネルボックスに隣接しない内部位置に
おる燃料棒。
おる燃料棒。
（ｃ）４つのコーナー位置にある燃料棒の３領域に分け
、前記（ａ）の領域の燃料棒の平均濃縮度が（ｂ）の領
域および（ｃ）の領域の燃料棒の平均濃縮度より高くし
たことによって燃料経済性を向上せしめた沸騰水型原子
炉用燃料集合体に関する。
、前記（ａ）の領域の燃料棒の平均濃縮度が（ｂ）の領
域および（ｃ）の領域の燃料棒の平均濃縮度より高くし
たことによって燃料経済性を向上せしめた沸騰水型原子
炉用燃料集合体に関する。
（作 用）
沸騰水型原子炉用燃料集合体はチャンネルボックスの外
側を非沸騰水が流れ、内部を沸騰水が流れており、水の
相対的な密度は後者が前者のそれの約１／２どなってい
る。このため燃料集合体断面でみた場合、減速材の密度
分布が不均一となっており、その結果、燃料棒位置によ
ってその相対的な反応度価値が異なっている。これは先
に述べた熱中性子束にも現れ、第７図のライン７１に示
すような分布となる。このため濃縮度を同一とじた場合
には、反応度価値はチャンネルボックスに近接し冷却材
に近い燃料棒はど大きい。このことから、平均濃縮度を
一定とすれば、相対反応度価値の大きい外周部の濃縮度
を高くすることにより反応度を増大できる。
側を非沸騰水が流れ、内部を沸騰水が流れており、水の
相対的な密度は後者が前者のそれの約１／２どなってい
る。このため燃料集合体断面でみた場合、減速材の密度
分布が不均一となっており、その結果、燃料棒位置によ
ってその相対的な反応度価値が異なっている。これは先
に述べた熱中性子束にも現れ、第７図のライン７１に示
すような分布となる。このため濃縮度を同一とじた場合
には、反応度価値はチャンネルボックスに近接し冷却材
に近い燃料棒はど大きい。このことから、平均濃縮度を
一定とすれば、相対反応度価値の大きい外周部の濃縮度
を高くすることにより反応度を増大できる。
一方９×９燃料では燃料棒本数が８Ｘ８燃料に比較して
２割程度増加することから、局所出力ビーキング係数は
約２割増加した設計が可能となる。
２割程度増加することから、局所出力ビーキング係数は
約２割増加した設計が可能となる。
すなわち、９×９燃料では、第８図に示すように局所出
力ビーキング係数の基準をライン８４にまで上げること
ができ、それに伴なって領域■と領域■との濃縮度差を
従来より高くすることができる。
力ビーキング係数の基準をライン８４にまで上げること
ができ、それに伴なって領域■と領域■との濃縮度差を
従来より高くすることができる。
したがって前記したような最適な濃縮度分布としても局
所出力ビーキング係数を設計基準内とすることが可能と
なる。
所出力ビーキング係数を設計基準内とすることが可能と
なる。
（実施例）
本発明の実施例を図面を参照して説明する。
第１図（ａ）は本発明の一実施例の濃縮度分布を示す断
面図であり、第１図（１））は第１図（ａ）における各
燃料棒の濃縮度を示す表である。また、第２図は第１図
の燃料集合体の断面図である。本実施例の燃料集合体１
は、第２図に示すように９×９燃料の中心にウォーター
ロッド２を１本配置し、燃料棒３を７２本正方格子状に
配列して、周りをチャンネルボックス４で囲んでいる。
面図であり、第１図（１））は第１図（ａ）における各
燃料棒の濃縮度を示す表である。また、第２図は第１図
の燃料集合体の断面図である。本実施例の燃料集合体１
は、第２図に示すように９×９燃料の中心にウォーター
ロッド２を１本配置し、燃料棒３を７２本正方格子状に
配列して、周りをチャンネルボックス４で囲んでいる。
なお、５は制御棒である。
第１図に示すように、この燃料集合体では濃縮度は３種
類使用されており、最低濃縮度（ｅ３）はコーナー位置
に、中間濃縮度（ｅ２）はコーナー位置の隣りおよび内
部領域に、最高濃縮度（ｅｌ）は上記以外の位置に配置
されている。平均濃縮度は約４．５ｗｔ％である。Ｇは
可燃性毒物であるガドリニア入りの燃料である。このガ
ドリニア燃料は内部領域にのみ配置され、濃縮度は中間
のものを使用する。
類使用されており、最低濃縮度（ｅ３）はコーナー位置
に、中間濃縮度（ｅ２）はコーナー位置の隣りおよび内
部領域に、最高濃縮度（ｅｌ）は上記以外の位置に配置
されている。平均濃縮度は約４．５ｗｔ％である。Ｇは
可燃性毒物であるガドリニア入りの燃料である。このガ
ドリニア燃料は内部領域にのみ配置され、濃縮度は中間
のものを使用する。
この実施例の無限増倍率と局所出力ビーキング係数を従
来方式による場合と比較して第３図に示す。第３図にお
いて３１は濃縮度差■−■に対する無限増倍率の変化曲
線、３２は濃縮度差■−■に対する局所出力ビーキング
係数の変化曲線である。
来方式による場合と比較して第３図に示す。第３図にお
いて３１は濃縮度差■−■に対する無限増倍率の変化曲
線、３２は濃縮度差■−■に対する局所出力ビーキング
係数の変化曲線である。
また、この実施例の出力ビーキング分布図を第４図に示
す。
す。
第４図から明らかなように、この実施例の局所出力ビー
キング最大値は１．４０である。これは８×８燃料の１
．１２に相当する（約２′割減少するとして）から、現
在の局所出力ビーキング係数基準値からみて十分に実用
可能な範囲である。このような局所出力ビーキング係数
の変化に対応した無限増倍率の変化を第３図でみると、
本実施例と従来法による無限増倍率との差は０，５％Δ
ｋになり、２〜３％の省ウラン効果が期待できる。
キング最大値は１．４０である。これは８×８燃料の１
．１２に相当する（約２′割減少するとして）から、現
在の局所出力ビーキング係数基準値からみて十分に実用
可能な範囲である。このような局所出力ビーキング係数
の変化に対応した無限増倍率の変化を第３図でみると、
本実施例と従来法による無限増倍率との差は０，５％Δ
ｋになり、２〜３％の省ウラン効果が期待できる。
なあ、以上の実施例は９Ｘ９燃料についてのものでおる
が、局所出力のざらに低下するＩＯＸ １０燃料でも実
現が可能である。
が、局所出力のざらに低下するＩＯＸ １０燃料でも実
現が可能である。
また、本実施例では最大濃縮度が４．９ｗｔ％であり、
これは現在成形加工工程上の臨界安全上の最大値でおる
５、０ｗｔ％以下であるので、製造上の問題が生じない
。
これは現在成形加工工程上の臨界安全上の最大値でおる
５、０ｗｔ％以下であるので、製造上の問題が生じない
。
［発明の効果］
以上説明したように、本発明の燃料集合体によれば、安
全性を保持しながら燃料経済性を向上せしめることがで
きる。
全性を保持しながら燃料経済性を向上せしめることがで
きる。
第１図（ａ）は本発明の実施例である燃料集合体の濃縮
度分布を示す断面図、（ｂ）はその各燃料棒の濃縮度を
示す図、第２図は第１図の燃料集合体の断面図、第３図
は本発明の燃料集合体による無限増倍率と局所出力ビー
キング係数を示す図、第４図は本発明の実施例の局所出
カビーキング分°布図、第５図は従来の８×８燃料燃料
体の断面図、第６図−（ａ）は第５図の燃料集合体の濃
縮度分布を示す断面図、（ｂ）はその各燃料棒の濃縮度
を示す図、第７図は燃料集合体断面の熱中性子束の分布
を示す図、第８図は従来の燃料集合体の無限増倍率と局
所出力ビーキングの関係を示す図である。 １・・・燃料集合体 ２・・・ウォーターロッド ３・・・燃料棒 ４・・・チャンネルボックス ５・・・制御棒 （８７３３）代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ほか
１名） （ａン （水〕 第 １ 図 第２図 樋↑〜■−■濃権度五 第３図 第４図 第５図 （ａ） （昏） 第６図 第７図
度分布を示す断面図、（ｂ）はその各燃料棒の濃縮度を
示す図、第２図は第１図の燃料集合体の断面図、第３図
は本発明の燃料集合体による無限増倍率と局所出力ビー
キング係数を示す図、第４図は本発明の実施例の局所出
カビーキング分°布図、第５図は従来の８×８燃料燃料
体の断面図、第６図−（ａ）は第５図の燃料集合体の濃
縮度分布を示す断面図、（ｂ）はその各燃料棒の濃縮度
を示す図、第７図は燃料集合体断面の熱中性子束の分布
を示す図、第８図は従来の燃料集合体の無限増倍率と局
所出力ビーキングの関係を示す図である。 １・・・燃料集合体 ２・・・ウォーターロッド ３・・・燃料棒 ４・・・チャンネルボックス ５・・・制御棒 （８７３３）代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ほか
１名） （ａン （水〕 第 １ 図 第２図 樋↑〜■−■濃権度五 第３図 第４図 第５図 （ａ） （昏） 第６図 第７図
Claims (2)
- （１）チャンネルボックス内に多数の燃料棒が正方格子
状に配列してなる沸騰水型原子炉用燃料集合体において
、前記多数の燃料棒を９行９列またはそれ以上に配列し
、これらの燃料棒配列を （ａ）前記チャンネルボックスに隣接する外周部でしか
も４つのコーナーを除く位置にある燃料棒、 （ｂ）前記チャンネルボックスに隣接しない内部位置に
ある燃料棒、 （ｃ）４つのコーナー位置にある燃料棒 の３領域に分け、前記（ａ）の領域の燃料棒の平均濃縮
度が（ｂ）の領域および（ｃ）の領域の燃料棒の平均濃
縮度より高いことを特徴とする沸騰水型原子炉用燃料集
合体。 - （２）前記（ｃ）の領域の燃料棒の平均濃縮度が（ｂ）
の領域の燃料棒の平均濃縮度より低い特許請求の範囲第
１項記載の沸騰水型原子炉用燃料集合体。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63002516A JP2798926B2 (ja) | 1988-01-11 | 1988-01-11 | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63002516A JP2798926B2 (ja) | 1988-01-11 | 1988-01-11 | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01178893A true JPH01178893A (ja) | 1989-07-17 |
| JP2798926B2 JP2798926B2 (ja) | 1998-09-17 |
Family
ID=11531535
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63002516A Expired - Lifetime JP2798926B2 (ja) | 1988-01-11 | 1988-01-11 | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2798926B2 (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6181762B1 (en) * | 1997-03-28 | 2001-01-30 | General Electric Company | Nuclear fuel bundle having different peak power limits |
| US9799414B2 (en) | 2010-09-03 | 2017-10-24 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel bundle containing thorium and nuclear reactor comprising same |
| US10176898B2 (en) | 2010-11-15 | 2019-01-08 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing a neutron absorber |
| US10950356B2 (en) | 2010-11-15 | 2021-03-16 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing recycled and depleted uranium, and nuclear fuel bundle and nuclear reactor comprising same |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS62132192A (ja) * | 1985-12-04 | 1987-06-15 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
| JPS62177486A (ja) * | 1986-01-31 | 1987-08-04 | 株式会社東芝 | 燃料集合体 |
-
1988
- 1988-01-11 JP JP63002516A patent/JP2798926B2/ja not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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| JPS62132192A (ja) * | 1985-12-04 | 1987-06-15 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
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