JPH03245089A - 核燃料集合体 - Google Patents
核燃料集合体Info
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- JPH03245089A JPH03245089A JP2041292A JP4129290A JPH03245089A JP H03245089 A JPH03245089 A JP H03245089A JP 2041292 A JP2041292 A JP 2041292A JP 4129290 A JP4129290 A JP 4129290A JP H03245089 A JPH03245089 A JP H03245089A
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- Japan
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- cooling water
- nuclear fuel
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- 239000000498 cooling water Substances 0.000 claims abstract description 41
- 238000005253 cladding Methods 0.000 claims abstract description 30
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Classifications
-
- 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
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- Heat Treatment Of Articles (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】
［産業上の利用分野］
本発明は、沸騰水型原子炉に供される核燃料集合体、特
にその被覆管構造に関するもので、沸騰水型原子炉の安
全性向上を目的とする。
にその被覆管構造に関するもので、沸騰水型原子炉の安
全性向上を目的とする。
［従来の技術］
沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲと呼ぶ）は、実用動力炉と
して現在量も多く使用され、その核燃料集合体に関して
も、出力向上や安全性の確保を目的とした盛んな改良研
究が行われている。
して現在量も多く使用され、その核燃料集合体に関して
も、出力向上や安全性の確保を目的とした盛んな改良研
究が行われている。
第２図は、一般的なりＷＲ用核燃料集合体の例の構造を
示し、（ａ）は、その右半分を断面で示した正面図、（
ｂ）は、（ａ）図中Ｐ−Ｐにおける断面図である。この
核燃料集合体は、数１００体配列されてＢＷＲ炉心を構
成するが、ここでは１体のみを示している。
示し、（ａ）は、その右半分を断面で示した正面図、（
ｂ）は、（ａ）図中Ｐ−Ｐにおける断面図である。この
核燃料集合体は、数１００体配列されてＢＷＲ炉心を構
成するが、ここでは１体のみを示している。
第２図（ａ） 、 （ｂ） において、被覆管１ａに核
燃料１ｂを装填した燃料棒１は、その上端を上部タイブ
レート２に、その下端を下部タイブレート３に挿入して
格子状に６４本配列され、その全体がチャネルボックス
５内に納められる。また、上部タイブレート２と下部タ
イブレート３との間で、燃料棒１は、挿入された７個の
スペーサ（支持格子４）により相互の水平間隔を保つ、
上下タイブレート２．３と７個の支持格子４は、図示し
ない部材により垂直方向に位置関係を固定され、燃料棒
１は、これらの部材で構成される籠体内に緩く保持され
る。
燃料１ｂを装填した燃料棒１は、その上端を上部タイブ
レート２に、その下端を下部タイブレート３に挿入して
格子状に６４本配列され、その全体がチャネルボックス
５内に納められる。また、上部タイブレート２と下部タ
イブレート３との間で、燃料棒１は、挿入された７個の
スペーサ（支持格子４）により相互の水平間隔を保つ、
上下タイブレート２．３と７個の支持格子４は、図示し
ない部材により垂直方向に位置関係を固定され、燃料棒
１は、これらの部材で構成される籠体内に緩く保持され
る。
一方、上下タイブレート２．３および各支持格子４は格
子状の構造体で、これらの格子を貫く燃料棒１に沿った
空間が、核燃料の発熱を熱交換する冷却水の経路（以下
チャネルと呼ぶ）を形成する。ＢＷＲ運転時には、底板
６下部から供給される冷却水が、下部タイブレート３を
通ってチャネルを上昇しつつ燃料棒１表面の除熱、すな
わち熱交換を行う、これにより冷却水は、温度上昇して
沸騰状態となり、水蒸気が上部タイブレート２を通って
上部へ放出される。この水蒸気はＢＷＲ上部から取り出
され、発電に供されて復水した後に再度ＢＷＲ下部に加
圧注入され、底板６を通って再循環する。
子状の構造体で、これらの格子を貫く燃料棒１に沿った
空間が、核燃料の発熱を熱交換する冷却水の経路（以下
チャネルと呼ぶ）を形成する。ＢＷＲ運転時には、底板
６下部から供給される冷却水が、下部タイブレート３を
通ってチャネルを上昇しつつ燃料棒１表面の除熱、すな
わち熱交換を行う、これにより冷却水は、温度上昇して
沸騰状態となり、水蒸気が上部タイブレート２を通って
上部へ放出される。この水蒸気はＢＷＲ上部から取り出
され、発電に供されて復水した後に再度ＢＷＲ下部に加
圧注入され、底板６を通って再循環する。
ここで、冷却水をＢＷＲ下部に再注入する際に必要な圧
力は、ＢＷＲ上部から出力される水蒸気圧よりも相当に
高いものが必要であり、この圧力差を圧損と呼ぶ、圧損
は、チャネル上下の静水圧損、気化体積膨張による冷却
水加速の反力である加速圧損、冷却水がチャンネルを上
昇する際の摩擦圧損、および冷却水が支持格子４や上部
タイブレート２の直下でボトルネック状態を起して周囲
の圧力を高める局所圧損により構成され、ＢＷＲ出力を
増して冷却水の貫流量が増えた場合、急増して出力増加
を妨げる。従って、ＢＷＲ用の核燃料集合体においては
、種々の圧損対策が施されていて、例えば、摩擦圧損を
減らすために、従来の燃料ｓ１の被覆管１ａ表面は、鏡
面状に研磨されていた。
力は、ＢＷＲ上部から出力される水蒸気圧よりも相当に
高いものが必要であり、この圧力差を圧損と呼ぶ、圧損
は、チャネル上下の静水圧損、気化体積膨張による冷却
水加速の反力である加速圧損、冷却水がチャンネルを上
昇する際の摩擦圧損、および冷却水が支持格子４や上部
タイブレート２の直下でボトルネック状態を起して周囲
の圧力を高める局所圧損により構成され、ＢＷＲ出力を
増して冷却水の貫流量が増えた場合、急増して出力増加
を妨げる。従って、ＢＷＲ用の核燃料集合体においては
、種々の圧損対策が施されていて、例えば、摩擦圧損を
減らすために、従来の燃料ｓ１の被覆管１ａ表面は、鏡
面状に研磨されていた。
第３図は、このチャネルにおける冷却水の沸騰状態を説
明するためのもので、燃料棒１に沿ったチャネルの一部
分を、沸騰状態の冷却水とともに模式的に示す。
明するためのもので、燃料棒１に沿ったチャネルの一部
分を、沸騰状態の冷却水とともに模式的に示す。
第・３図において、冷却水は、燃料棒１の発熱により加
熱され沸騰して気液二相混合流を形成するとともに、加
速圧損等に駆動されてチャネルを、色上昇するが、冷却
水の上流（下）から下流（上）に向って、気液二相混合
流の状態は、気泡流、スラブ流、環状流の３つに大別さ
れる。ここで、気泡流は、燃料棒１の表面から盛んに小
さな蒸気泡（ボイド）が発生し、これが液相の冷却水中
を比較的自由に上昇している状態であり、またスラブ流
は、この蒸気泡が集結、成長して大きな蒸気泡を形成し
、液相の冷却水を押し流しつつ上昇する状態である。さ
らに、環状流部分は、この大きな蒸気泡が成長して次々
に破裂し液相の冷却水は吹き飛ばされて連続的に燃料棒
１の表面に降り掛かっている状態である。従って、ここ
で燃料棒１の表面は、降り掛かって膜状に付着した冷却
水の気化熱によって冷却されている。
熱され沸騰して気液二相混合流を形成するとともに、加
速圧損等に駆動されてチャネルを、色上昇するが、冷却
水の上流（下）から下流（上）に向って、気液二相混合
流の状態は、気泡流、スラブ流、環状流の３つに大別さ
れる。ここで、気泡流は、燃料棒１の表面から盛んに小
さな蒸気泡（ボイド）が発生し、これが液相の冷却水中
を比較的自由に上昇している状態であり、またスラブ流
は、この蒸気泡が集結、成長して大きな蒸気泡を形成し
、液相の冷却水を押し流しつつ上昇する状態である。さ
らに、環状流部分は、この大きな蒸気泡が成長して次々
に破裂し液相の冷却水は吹き飛ばされて連続的に燃料棒
１の表面に降り掛かっている状態である。従って、ここ
で燃料棒１の表面は、降り掛かって膜状に付着した冷却
水の気化熱によって冷却されている。
［発明が解決しようとする課ｉ！！１１燃料棒１の下流
（上）部分では、上述のように冷却水が環状流を形威し
、燃料棒１は、降り掛かって膜状に付着した冷却水によ
り除熱されているが、冷却水の付着層厚さは燃料棒１上
部でより薄いため、燃料棒１がこの除熱能力を越えた発
熱を起す場合には、冷却水膜が失われて燃料棒１の表面
が部分的に乾いてしまう場合がある。このとき乾いた部
分の表面温度は当然急上昇して、降り掛かった冷却水を
弾くまでになり、その温度上昇がさらに加速される（い
わゆるバーンアウト）。
（上）部分では、上述のように冷却水が環状流を形威し
、燃料棒１は、降り掛かって膜状に付着した冷却水によ
り除熱されているが、冷却水の付着層厚さは燃料棒１上
部でより薄いため、燃料棒１がこの除熱能力を越えた発
熱を起す場合には、冷却水膜が失われて燃料棒１の表面
が部分的に乾いてしまう場合がある。このとき乾いた部
分の表面温度は当然急上昇して、降り掛かった冷却水を
弾くまでになり、その温度上昇がさらに加速される（い
わゆるバーンアウト）。
このバーンアウト状態が続くと燃料棒が焼損して高い放
射能を持つ核分裂性生成物が漏れだすような重大事故に
発展する危険性が大である。従って、ＢＷＲでは、環状
流部分において常に燃料棒表面に冷却水層が残る範囲の
出力を選択する必要が有り、ＢＷＲのより高出力な運転
を可能とするためには、環状流部分での燃料棒表面の冷
却水層ないし液膜の確保が課題であった。
射能を持つ核分裂性生成物が漏れだすような重大事故に
発展する危険性が大である。従って、ＢＷＲでは、環状
流部分において常に燃料棒表面に冷却水層が残る範囲の
出力を選択する必要が有り、ＢＷＲのより高出力な運転
を可能とするためには、環状流部分での燃料棒表面の冷
却水層ないし液膜の確保が課題であった。
本発明は、核燃料集合体の圧損に悪影響を与えること無
く、燃料棒表面の冷却水層の確保を行ってＢＷＲのより
高出力な運転を可能とすることを目的とする。
く、燃料棒表面の冷却水層の確保を行ってＢＷＲのより
高出力な運転を可能とすることを目的とする。
［課題を解決するための手段］
本発明の請求項第１項の核燃料集合体は、核燃料を装填
する被覆管を備え、この被覆管に沿って冷却水を貫流さ
せるようにした核燃料集合体において、被覆管の下流部
分にその表面の親水性を増した領域を形成したものであ
る。
する被覆管を備え、この被覆管に沿って冷却水を貫流さ
せるようにした核燃料集合体において、被覆管の下流部
分にその表面の親水性を増した領域を形成したものであ
る。
本発明の請求項第２項の核燃料集合体は、請求項第１項
の核燃料集合体において、親水性を増した領域を、その
表面粗さを大きくした領域としたものである。
の核燃料集合体において、親水性を増した領域を、その
表面粗さを大きくした領域としたものである。
［作用］
本発明の請求項第１項の核燃料集合体においては、ＢＷ
Ｒ運転中、被覆管に沿って冷却水を貫流させ、被覆管内
部の核燃料の発熱を冷却水に熱交換させる。ここで、冷
却水は、被覆管に沿って上流から下流に向って、気泡流
、スラブ流、環状流の３つに大別される流れを形成し、
ＢＷＲ出力を高めると環状流部分が拡大する。この環状
流部分では、水蒸気が優勢となり下流に向って流れてい
るが、液相の冷却水は被覆管表面に降り掛かって原状に
存在するのみで、下流に向う明確な水流を構成しない。
Ｒ運転中、被覆管に沿って冷却水を貫流させ、被覆管内
部の核燃料の発熱を冷却水に熱交換させる。ここで、冷
却水は、被覆管に沿って上流から下流に向って、気泡流
、スラブ流、環状流の３つに大別される流れを形成し、
ＢＷＲ出力を高めると環状流部分が拡大する。この環状
流部分では、水蒸気が優勢となり下流に向って流れてい
るが、液相の冷却水は被覆管表面に降り掛かって原状に
存在するのみで、下流に向う明確な水流を構成しない。
ところで、下流部分の被覆管表面には、親水性を増した
領域が形成されているので、従来の鏡面状に一様研磨さ
れていた被覆管よりも、その表面には液相の冷却水膜が
容易に形成され、形成された冷却水膜は強固に保持され
る。特に、環状流部分において、この親水性を増した領
域は、降り掛かった冷却水により、表面を覆う冷却水膜
を容易に形成させ、冷却水膜の厚みも飛躍的に増加させ
るから、被覆管表面の冷却が確実で効率的なものとなる
。また、環状流部分では下流に向う明確な水流が無いか
ら、親水性を増したことによりＢＷＲの摩擦圧損が増す
ことも無い。
領域が形成されているので、従来の鏡面状に一様研磨さ
れていた被覆管よりも、その表面には液相の冷却水膜が
容易に形成され、形成された冷却水膜は強固に保持され
る。特に、環状流部分において、この親水性を増した領
域は、降り掛かった冷却水により、表面を覆う冷却水膜
を容易に形成させ、冷却水膜の厚みも飛躍的に増加させ
るから、被覆管表面の冷却が確実で効率的なものとなる
。また、環状流部分では下流に向う明確な水流が無いか
ら、親水性を増したことによりＢＷＲの摩擦圧損が増す
ことも無い。
親水性を増した領域を下流部分のどの位置に配置するか
は、燃料棒に沿った発熱量分布やＢＷＲ出力に応じた環
状流発生位置を考慮して最適化するが、基本的には、最
大出力において最も被覆管表面温度が上昇する部分を含
む位置とする必要がある。
は、燃料棒に沿った発熱量分布やＢＷＲ出力に応じた環
状流発生位置を考慮して最適化するが、基本的には、最
大出力において最も被覆管表面温度が上昇する部分を含
む位置とする必要がある。
本発明の請求項′ｆＳ２項の核燃料集合体は、被覆管表
面の親水性を増すために、従来の鏡面状に一様研磨され
ていた被覆管の表面を荒らして、その表面粗さを大きく
しである。これは、−数的に表面粗さが大きい程、表面
に液滴が付き易く、厚い液膜が形成されることを利用し
たものである。
面の親水性を増すために、従来の鏡面状に一様研磨され
ていた被覆管の表面を荒らして、その表面粗さを大きく
しである。これは、−数的に表面粗さが大きい程、表面
に液滴が付き易く、厚い液膜が形成されることを利用し
たものである。
つまり、気泡流が形成され、被覆管表面に液相の冷却水
が多く存在する上流側では従来通りの表面粗さとし、液
相の冷却水が表面に液膜状に存在する環状流部分の表面
粗さを大きくして液膜を確保し、バーンアウトの発生を
抑制する。
が多く存在する上流側では従来通りの表面粗さとし、液
相の冷却水が表面に液膜状に存在する環状流部分の表面
粗さを大きくして液膜を確保し、バーンアウトの発生を
抑制する。
ここで、表面粗さを大きくすると、沸騰現象の際に燃料
棒に付着するクラッドの量が多くなることが心配される
が、クラッドは上流側で主に付着するため、下流部分の
表面粗さを大きくしても問題は無く、逆に上流側の表面
粗さを従来よりもさらに小さくすれば、上流側のクラッ
ド付着量を少なくできる。
棒に付着するクラッドの量が多くなることが心配される
が、クラッドは上流側で主に付着するため、下流部分の
表面粗さを大きくしても問題は無く、逆に上流側の表面
粗さを従来よりもさらに小さくすれば、上流側のクラッ
ド付着量を少なくできる。
［発明の実施例］
本発明の実施例を図面を参照して説明する。
第１図は、本発明の実施例の核燃料集合体に採用される
被覆管の構造を示す。
被覆管の構造を示す。
第１図において、ジルコニウム合金であるジルカロイ−
２またはジルカロイ−４を成形して得た被覆管１ａには
、転写ロール加工により微細な凹凸を転写成形した領域
１ｔが設けられている。領域１ｔの位置は、ＢＷＲ最大
出力時における環状流発生領域Ａの上部であり、発熱量
の少ない上部ブレナムｆＩｌ域を除いた高さ位置が選択
され、気泡流領域Ｃおよびスラブ流領域Ｂに相当する部
分では、従来通りの表面粗さ（十点平均粗さＲ，が５μ
−以下）が維持されている。
２またはジルカロイ−４を成形して得た被覆管１ａには
、転写ロール加工により微細な凹凸を転写成形した領域
１ｔが設けられている。領域１ｔの位置は、ＢＷＲ最大
出力時における環状流発生領域Ａの上部であり、発熱量
の少ない上部ブレナムｆＩｌ域を除いた高さ位置が選択
され、気泡流領域Ｃおよびスラブ流領域Ｂに相当する部
分では、従来通りの表面粗さ（十点平均粗さＲ，が５μ
−以下）が維持されている。
本実施例では、領域１ｔを燃料棒１上部に帯状に設けた
が、燃料棒１全長に渡ってその表面粗さを連続的に変え
たり、上下２つまたはそれ以上の領域に分割して各々表
面粗さを変える等の変形も可能である。
が、燃料棒１全長に渡ってその表面粗さを連続的に変え
たり、上下２つまたはそれ以上の領域に分割して各々表
面粗さを変える等の変形も可能である。
［発明の効果］
本発明の請求項第１項の核燃料集合体は、ＢＷＲの高出
力運転を行った際、被覆管表面から冷却水液膜が失われ
易い部分に、親水性を増した領域が形成され、この領域
では、従来の鏡面状に一様研磨された表面よりも、液相
の冷却水膜が容易に形成され、冷却水膜の厚みも増加す
るから、バーンアウトが発生しにくくなる。従って、Ｂ
ＷＲの高出力運転における安全性が向上し、従来よりも
高い出力を設定することが可能となる。
力運転を行った際、被覆管表面から冷却水液膜が失われ
易い部分に、親水性を増した領域が形成され、この領域
では、従来の鏡面状に一様研磨された表面よりも、液相
の冷却水膜が容易に形成され、冷却水膜の厚みも増加す
るから、バーンアウトが発生しにくくなる。従って、Ｂ
ＷＲの高出力運転における安全性が向上し、従来よりも
高い出力を設定することが可能となる。
本発明の請求項第２項の核燃料集合体は、被覆管の表面
の表面粗さを大きくして被覆管表面の親水性を増すから
、従来の鏡面状に一様研磨された被覆管や燃料棒を最小
の追加工程だけでそのまま用いることができる。また、
この追加工程も比較的簡単なもので十分である。
の表面粗さを大きくして被覆管表面の親水性を増すから
、従来の鏡面状に一様研磨された被覆管や燃料棒を最小
の追加工程だけでそのまま用いることができる。また、
この追加工程も比較的簡単なもので十分である。
第１図は、本発明の実施例の核燃料集合体に用いられる
被覆管の構造を示す模式図である。 第２図は、従来の一般的なりＷＲ用核燃料集合体の構造
を説明するためのもので、（ａ）は、右半分を断面で示
した正面図、（ｂ）は、（ａ）図中Ｐ−Ｐにおける拡大
された水平断面図である。 ′１ｉＳ３図は、従来のＢＷＲにおける冷却水の挙動を
説明するためのもので、運転中のチャネルの状態を示す
模式図である。 ［主要部分の符号の説明コ ト・・燃料棒 １ｔ・・・加工領域Ａ・・・環
状流領域 １ａ・・・被覆管Ｂ・・・スラブ流領域
１ｂ・・・核燃料Ｃ・・・気亀ｆＬ領域
被覆管の構造を示す模式図である。 第２図は、従来の一般的なりＷＲ用核燃料集合体の構造
を説明するためのもので、（ａ）は、右半分を断面で示
した正面図、（ｂ）は、（ａ）図中Ｐ−Ｐにおける拡大
された水平断面図である。 ′１ｉＳ３図は、従来のＢＷＲにおける冷却水の挙動を
説明するためのもので、運転中のチャネルの状態を示す
模式図である。 ［主要部分の符号の説明コ ト・・燃料棒 １ｔ・・・加工領域Ａ・・・環
状流領域 １ａ・・・被覆管Ｂ・・・スラブ流領域
１ｂ・・・核燃料Ｃ・・・気亀ｆＬ領域
Claims (2)
- （１）核燃料を装填する被覆管を備え、該被覆管に沿っ
て冷却水を貫流させるようにした核燃料集合体において
、 前記被覆管の下流部分に、その表面の親水性を増した領
域を形成したことを特徴とする核燃料集合体。 - （２）前記領域は、その表面粗さを大きくした領域であ
ることを特徴とする請求項第１項の核燃料集合体。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2041292A JPH03245089A (ja) | 1990-02-23 | 1990-02-23 | 核燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2041292A JPH03245089A (ja) | 1990-02-23 | 1990-02-23 | 核燃料集合体 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH03245089A true JPH03245089A (ja) | 1991-10-31 |
Family
ID=12604377
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2041292A Pending JPH03245089A (ja) | 1990-02-23 | 1990-02-23 | 核燃料集合体 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH03245089A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2001033574A1 (fr) * | 1999-11-02 | 2001-05-10 | Tomoji Takamasa | Methode pour ameliorer la mouillabilite, et element expose a un milieu de rayonnement |
| JP2006234476A (ja) * | 2005-02-23 | 2006-09-07 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子炉用燃料集合体および沸騰水型原子炉用チャンネルボックス |
| WO2021256245A1 (ja) * | 2020-06-15 | 2021-12-23 | 三菱パワー株式会社 | 貫流ボイラの運転制御装置、運転制御方法、および貫流ボイラ |
-
1990
- 1990-02-23 JP JP2041292A patent/JPH03245089A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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