JPH0342439B2 - - Google Patents
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- JPH0342439B2 JPH0342439B2 JP57139749A JP13974982A JPH0342439B2 JP H0342439 B2 JPH0342439 B2 JP H0342439B2 JP 57139749 A JP57139749 A JP 57139749A JP 13974982 A JP13974982 A JP 13974982A JP H0342439 B2 JPH0342439 B2 JP H0342439B2
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- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
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- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は燃料棒の健全性を確保するのに好適な
構造の燃料集合体を配置した原子炉に関する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Technical Field of the Invention] The present invention relates to a nuclear reactor in which a fuel assembly having a structure suitable for ensuring the integrity of fuel rods is arranged.
まず、沸騰水型原子炉（以下BWRと略す。）
を例にとつて従来技術について説明する。第１図
は原子炉炉心の水平方向断面図であり、１１は炉
心格子セルで、この例では、水平方向に最大13個
の炉心格子セルが配列してある。１２は燃料集合
体で、通常49本または第２図に示すように64本の
燃料棒１３と、それを収納するジルコニウムのチ
ヤンネルボツクス１４とから構成してある。燃料
棒１３は、ジルコニウム中空管に微濃縮した二酸
化ウランのペレツトを多数個装填し、上下端をプ
ラグによつて密閉した構成としてある。１５は十
字型制御棒で、熱中性子に対して強い吸収能力を
もつている。
First, boiling water reactor (hereinafter abbreviated as BWR)
The conventional technology will be explained using as an example. FIG. 1 is a horizontal cross-sectional view of the nuclear reactor core, and 11 is a core lattice cell, and in this example, a maximum of 13 core lattice cells are arranged in the horizontal direction. Reference numeral 12 denotes a fuel assembly, which usually consists of 49 or 64 fuel rods 13 as shown in FIG. 2, and a zirconium channel box 14 for housing them. The fuel rod 13 has a structure in which a large number of slightly enriched uranium dioxide pellets are loaded into a zirconium hollow tube, and the upper and lower ends are sealed with plugs. 15 is a cross-shaped control rod that has a strong ability to absorb thermal neutrons.
第２図は第１図のＱで示す炉心格子セル１１の
詳細を示す水平方向断面図で、十字型制御棒１５
の挿入位置を中心として隣接する４体の燃料集合
体１２よりなる単位を炉心格子セルと称してい
る。 FIG. 2 is a horizontal sectional view showing details of the core lattice cell 11 indicated by Q in FIG.
A unit consisting of four adjacent fuel assemblies 12 centered around the insertion position is called a core lattice cell.
中性子吸収材を含む制御棒１５は、相互に隣接
する４体の燃料集合体１２相互間のギヤツプに選
択的に出入自在に挿入され、炉心の反応度、すな
わち、炉心の全出力および炉内の出力分布を制御
する。BWRでは、その全出力は、このような制
御棒１５の挿入操作のほかに、炉心を冷却する冷
却材の流量を変化させることによつても制御可能
である。 Control rods 15 containing neutron absorbing materials are selectively inserted into and removed from gaps between four adjacent fuel assemblies 12, and control the reactivity of the core, that is, the total power of the core and the Control output distribution. In a BWR, the total output can be controlled not only by inserting the control rods 15 but also by changing the flow rate of the coolant that cools the core.
通常、原子炉の運転は、あらかじめ炉心に余分
な反応度、すなわち、余剰反応度ΔKを与えてお
き、制御棒１５または冷却材流量によつて、原子
炉が常にほぼ臨界になるように制御しながら、
ΔK≒0.0（％ΔK／Ｋ）となるようにしている。こ
の過程はサイクルと呼ばれている。次サイクル
は、炉内の全燃料集合体１２の約1/4または1/3を
新燃料集合体と取り替えた後に開始される。 Normally, in the operation of a nuclear reactor, extra reactivity, that is, surplus reactivity ΔK, is given to the reactor core in advance, and the reactor is controlled to be almost critical at all times using the control rods 15 or the coolant flow rate. While
It is made so that ΔK≒0.0 (%ΔK/K). This process is called a cycle. The next cycle begins after approximately 1/4 or 1/3 of all fuel assemblies 12 in the reactor have been replaced with new fuel assemblies.
制御棒１５は、あるパターン（一般に制御棒パ
ターンという。）を構成するように挿入され、適
当な期間の間そのパターンをほぼ保つようにして
原子炉が運転される。その後、数回のパターン交
換が行われて１サイクルが完了するが、同一パタ
ーンの間は、主に冷却材流量によつて全出力が制
御される。 The control rods 15 are inserted so as to form a certain pattern (generally referred to as a control rod pattern), and the reactor is operated so as to substantially maintain that pattern for an appropriate period of time. After that, one cycle is completed by changing the pattern several times, but during the same pattern, the total output is mainly controlled by the coolant flow rate.
したがつて、炉心格子セル１１には、制御棒１
５が挿入されているものと、そうでないものとが
あり、さらに高さ方向も考慮すると、制御棒５が
挿入されている炉心格子セル１１においても、制
御棒１５ありの部分（制御棒１５の上端より上の
部分）となしの部分（制御棒１５の上端より下の
部分）とがある。（制御棒は炉心の下方より挿入
される。）
ところで、燃料集合体１２に制御棒１５が近接
していると、制御棒１５の中性子吸収材によつて
熱中性子が吸収されるので、燃料集合体１２内の
中性子エネルギー分布が高エネルギー側にひずむ
（これを中性子スペクトルの硬化と称している。）。
また、制御棒１５がさらに挿入されると、その体
積部分だけ中性子減速材（BWRの場合は冷却材
である軽水）が減少するから、中性子スペクトル
の硬化がさらに促進される。この結果、燃料棒１
３の二酸化ウラン内の大半を占めるU238の中性子
捕獲が増大し、この燃料集合体１２の制御棒１５
近くの燃料棒１３内にプルトニウム（Pu）が蓄
積される。その蓄積量は、燃料集合体１２に制御
棒１５が近接している期間の長さに対応して増加
する。 Therefore, the control rods 1 are placed in the core lattice cells 11.
5 are inserted and others are not.If we also consider the height direction, even in core lattice cells 11 where control rods 5 are inserted, there are parts with control rods 15 (control rods 15 There is a portion above the upper end of the control rod 15) and a portion without (a portion below the upper end of the control rod 15). (The control rods are inserted from below the core.) By the way, when the control rods 15 are close to the fuel assembly 12, thermal neutrons are absorbed by the neutron absorbing material of the control rods 15, so the fuel assembly The neutron energy distribution within the body 12 is distorted toward higher energies (this is called hardening of the neutron spectrum).
Further, when the control rod 15 is further inserted, the neutron moderator (light water as a coolant in the case of BWR) is reduced by that volume, so that the hardening of the neutron spectrum is further promoted. As a result, fuel rod 1
The neutron capture of U 238 , which occupies most of the uranium dioxide in the fuel assembly 12, increases.
Plutonium (Pu) accumulates in nearby fuel rods 13. The accumulated amount increases corresponding to the length of the period during which the control rod 15 is close to the fuel assembly 12.
このため、ある期間制御棒１５ありの状態で運
転され、次に制御棒１５なしの状態に移ると、そ
の制御棒１５を囲む４体の燃料集合体１２の出力
分布が、いずれも第２図に黒丸で示した燃料棒１
３Ａで極大となる。制御棒１５ありの状態では、
通常、燃料棒１３Ａの出力は最小であるから、こ
の燃料棒１３Ａの出力が急激に変化することにな
る。その変化幅は、制御棒１５ありの状態が保持
される期間が長いほど大きく、制御棒履歴効果と
呼ばれている。 Therefore, when the control rods 15 are operated for a certain period of time and then the control rods 15 are not used, the output distributions of the four fuel assemblies 12 surrounding the control rods 15 are as shown in FIG. Fuel rod 1 shown in black circle
It reaches its maximum at 3A. In the state with control rod 15,
Normally, the output of the fuel rod 13A is the minimum, so the output of the fuel rod 13A changes rapidly. The range of change becomes larger as the period in which the control rod 15 is maintained is longer, and is called the control rod history effect.
第３図は燃料棒位置と相対出力との関係図で、
燃料棒位置は、第２図のＡ−A′線上に位置する
燃料棒１３のものを示してあり、ａ曲線は制御棒
１５なしの場合、ｂ曲線は制御棒１５ありの場合
のものである。 Figure 3 is a diagram showing the relationship between fuel rod position and relative output.
The fuel rod position is shown for the fuel rod 13 located on line A-A' in Fig. 2, where the a curve is for the case without the control rod 15, and the b curve is for the case with the control rod 15. .
制御棒１５ありの状態から制御棒１５なしの状
態になつたときの燃料棒１３の出力の増加があま
り急激であると、燃料棒被覆管（以下クラツドと
いう。）に亀裂が生じて、クラツド内に閉じ込め
られていた放射性物質が外部に洩れ出して、周囲
を汚染する恐れがある。このようなクラツドの亀
裂が生ずるに至る現象をＰ・Ｃ・Ｉ（Pellet Clad
Interaction）と呼んでいるが、Ｐ・Ｃ・Ｉが起
ることは、原子炉の安全を確保するためには、絶
対に回避しなければならない。 If the increase in the output of the fuel rods 13 from the state with the control rods 15 to the state without the control rods 15 is too rapid, cracks will occur in the fuel rod cladding tubes (hereinafter referred to as cladding), causing damage inside the cladding. There is a risk that the radioactive materials trapped in the area could leak outside and contaminate the surrounding area. P.C.I (Pellet Clad
The occurrence of PCI must be avoided at all costs in order to ensure the safety of the reactor.
本発明は上記に鑑みてなされたもので、通常運
転時に制御棒が挿入される炉心格子セルを構成す
る燃料集合体の燃料棒のクラツドに亀裂が生ずる
のを防止できる燃料集合体を配置した原子炉を提
供することにある。
The present invention has been made in view of the above, and is an atom with a fuel assembly that can prevent cracks from occurring in the cladding of the fuel rods of the fuel assemblies that constitute the core lattice cells into which control rods are inserted during normal operation. The goal is to provide a furnace.
本発明の第１の特徴は、燃料集合体の制御棒近
傍領域に位置する少なくとも１本の燃料棒を中性
子をほとんど吸収せず、中性子減速作用のほとん
どない物質からなる棒（ロツドという。）とした
点にある。第２の特徴は、通常運転時に制御棒が
挿入される炉心格子セルを構成している燃料集合
体が上記制御棒近傍領域に位置する少なくとも１
本の燃料棒を中性子減速材を含むロツドとしてあ
る炉心格子セルを用いて原子炉炉心を構成した点
にある。
The first feature of the present invention is that at least one fuel rod located in the vicinity of the control rod of the fuel assembly is a rod (referred to as a rod) made of a material that hardly absorbs neutrons and has almost no neutron moderation effect. That's what I did. A second feature is that at least one fuel assembly constituting a core lattice cell into which a control rod is inserted during normal operation is located in a region near the control rod.
The main point is that the reactor core is constructed using a certain core lattice cell as a rod containing a neutron moderator.
〔発明の実施例〕
以下本発明を第４図に示した実施例を用いて詳
細に説明する。[Embodiments of the Invention] The present invention will be described in detail below using an embodiment shown in FIG.
第４図は本発明の燃料集合体の一実施例を示す
水平方向断面図である。第４図において、１６は
燃料集合体で、燃料集合体１６は、図示のように
配列された最高濃縮度燃料棒２、中間濃縮度燃料
棒３、最底濃縮度燃料棒４及び本発明の特徴であ
る中性子非吸収ロツド５よりなり、これらがチヤ
ンネルボツクス１４に収納されている。１５は通
常運転時に挿入される制御棒である。 FIG. 4 is a horizontal sectional view showing one embodiment of the fuel assembly of the present invention. In FIG. 4, 16 is a fuel assembly, and the fuel assembly 16 includes the highest enrichment fuel rods 2, intermediate enrichment fuel rods 3, lowest enrichment fuel rods 4, and the fuel rods of the present invention arranged as shown in the figure. It consists of a characteristic neutron non-absorbing rod 5, which is housed in a channel box 14. 15 is a control rod inserted during normal operation.
なお第１図において、斜線を引いてある炉心格
子セル１７は、通常運転時において制御棒１５が
挿入操作される炉心格子セルで、このような炉心
格子セルはＣ・Ｃ（Control Cell）と呼ばれてお
り、このＣ・Ｃ１７を構成している燃料集合体を
本発明では以下Ｃ・Ｃ構成用燃料集合体というこ
とにする。本実施例を示す第４図は、このＣ・Ｃ
構成用燃料集合体１６の構成を示したもので、
Ｃ・Ｃ炉心の場合は、制御棒履歴効果の影響が最
も大きい。その理由はＣ・Ｃ１７以外の炉心格子
セル１２には、制御棒１５を挿入しないため、当
然、Ｃ・Ｃ１７内の制御棒挿入期間が制御棒１５
を挿入しない炉心格子セルにくらべて長期化され
るからである。なお、上記中性子非吸収ロツドと
しては、中空ジルカロイ管が最適である。中空部
には、ヘリウム等の不活性ガスを１気圧、もしく
は適宜加圧して封入する。 In Fig. 1, the shaded core lattice cells 17 are the core lattice cells into which the control rods 15 are inserted during normal operation, and such core lattice cells are called C.C (Control Cells). In the present invention, the fuel assembly constituting this C/C17 will hereinafter be referred to as a fuel assembly for C/C configuration. FIG. 4 showing this example shows this C.C.
This shows the configuration of the constituent fuel assembly 16.
In the case of C/C cores, the control rod history effect has the greatest influence. The reason for this is that the control rods 15 are not inserted into core lattice cells 12 other than C/C17, so naturally the control rod insertion period in C/C17 is longer than the control rod 15.
This is because it takes longer than a core lattice cell that does not have a core lattice cell inserted. Note that a hollow Zircaloy tube is most suitable as the above-mentioned neutron non-absorbing rod. The hollow portion is filled with an inert gas such as helium at 1 atm or an appropriate pressure.
その他、中実ジルカロイ管や、ジルカロイ管の
中に酸化アルミニウム（Al2O3）や酸化ジルコニ
ウム（ZrO2）を粉末、あるいはペレツト状にし
て封入してもよい。 Alternatively, aluminum oxide (Al 2 O 3 ) or zirconium oxide (ZrO 2 ) may be sealed in powder or pellet form in a solid Zircaloy tube or a Zircaloy tube.
本発明の作用について、中性子非吸収ロツト５
が中空ジルカロイ管の場合についてのべる。 Regarding the action of the present invention, neutron non-absorption lot 5
describes the case of a hollow Zircaloy tube.
出力運転時において、本燃料集合体に隣接する
制御棒が挿入された場合、制御棒１５に近接する
コーナの燃料棒としては、燃料がなく、その代り
に中空ジルカロイ管を配列してあるから、従来の
ようにプルトニウムを生じる親物質U238が内存せ
ず、プルトニウムが蓄積して急激な出力上昇が生
じることがない。中空ジルカロイ管の代りに、ウ
オータ・ロツドや、炭素、ベリリウム等の減速材
を封入して、減速棒を配置した例については、既
に特開昭57−583号公報に示されているが、この
場合、これらの減速材の効果の為、２つの副作用
が生じる。第１にはコーナーロツドの隣りの燃料
棒（第４図，２０）の出力が増加し、この燃料棒
が熱的に厳しくなる。第２図には、コーナーロツ
ド付近は局部的に減速材が多く存在する為、ここ
へ更に減速材（ウオーター・ロツド）を配置すれ
ば、局所的に『過減速』の状態になる。即ち、水
による中性子吸収が大きくなり、燃料集合体の運
転時のK∞（無限増倍率）が低下する。 When a control rod adjacent to the present fuel assembly is inserted during power operation, the corner fuel rods close to the control rods 15 do not have fuel, and hollow Zircaloy tubes are arranged instead. There is no parent substance U 238 that generates plutonium, unlike in the past, so there is no accumulation of plutonium and a sudden increase in output. An example in which a moderator rod is arranged instead of a hollow Zircaloy tube by enclosing a water rod or a moderator such as carbon or beryllium has already been shown in JP-A-57-583; In this case, two side effects occur due to the effects of these moderators. First, the power of the fuel rod next to the corner rod (FIG. 4, 20) increases, making this fuel rod more thermally demanding. In FIG. 2, there is a large amount of moderator locally near the corner rod, so if more moderator (water rod) is placed here, a state of ``over-deceleration'' occurs locally. That is, neutron absorption by water increases, and K ∞ (infinite multiplication factor) during operation of the fuel assembly decreases.
一方、本発明では、減速材のない（例えば）中
空管を配置している為、これらの副作用がなく逆
にウオータロツドの場合と比べると、コーナーロ
ツドの隣りの燃料棒の出力を５％以上、低下させ
ることができ、また、K∞も、0.2％ΔK上昇する。 On the other hand, in the present invention, since (for example) a hollow tube without a moderator is arranged, there are no such side effects, and on the contrary, compared to the case of a water rod, the output of the fuel rod next to the corner rod can be increased by 5% or more. K ∞ also increases by 0.2% ΔK.
さらに中空ジルカロイ管の出力は常に零である
から、制御棒１５ありの状態から制御棒１５なし
の状態に変わつた場合に、中空ジルカロイ管の周
辺の燃料棒２０の出力上昇も抑制される。以上の
ことから、第４図に示す燃料集合体１６によれ
ば、通常運転時に炉心内に挿入される制御棒１５
に隣接した従来の燃料集合体１２に比べ、Ｐ・
Ｃ・Ｉの起る確率が充分小さくなることがわか
る。 Furthermore, since the output of the hollow Zircaloy tube is always zero, when the state changes from the state with the control rods 15 to the state without the control rods 15, the increase in the output of the fuel rods 20 around the hollow Zircaloy tube is also suppressed. From the above, according to the fuel assembly 16 shown in FIG. 4, the control rods 15 inserted into the reactor core during normal operation
Compared to the conventional fuel assembly 12 adjacent to P.
It can be seen that the probability of C.I occurring is sufficiently small.
一方、炉心解析面および炉心監視面から見る
と、従来の燃料集合体では、制御棒履歴効果を考
慮した解析コードおよび炉心監視装置を必要とす
るが、本発明の実施例に示す燃料集合体では、制
御棒履歴効果が無視できるように設計できるの
で、このような解析コードや炉心監視装置が不必
要になるという附随的効果もある。 On the other hand, from the perspective of core analysis and core monitoring, conventional fuel assemblies require analysis codes and core monitoring devices that take control rod history effects into consideration, but the fuel assemblies shown in the embodiments of the present invention require Since the control rod history effect can be designed to be ignored, there is also the additional effect that such analysis codes and core monitoring equipment are unnecessary.
なお、Ｃ・Ｃ１７以外の炉心格子セル１１内の
燃料集合体は、制御棒１５が挿入されないので、
制御棒履歴効果がなく、そのため、従来の燃料集
合体１２をそのまま使用できる。また、前述した
本発明の実施例ではＣ・Ｃ構成燃料集合体１６に
は、低濃縮度燃料を含む燃料棒を用い、Ｃ・Ｃ１
７以外の炉心格子セル１１内の燃料集合体１２に
は高濃縮度燃料を含む燃料棒を用いるようにし、
前者の燃料集合体１６の平均濃縮度を後者の燃料
集合体１２の平均濃縮度より小さくする。 Note that control rods 15 are not inserted into fuel assemblies in core lattice cells 11 other than C/C17, so
There is no control rod history effect, so the conventional fuel assembly 12 can be used as is. Further, in the embodiment of the present invention described above, fuel rods containing low enrichment fuel are used for the C/C configuration fuel assembly 16, and the C/C1
Fuel rods containing highly enriched fuel are used in fuel assemblies 12 in core lattice cells 11 other than 7,
The average enrichment of the former fuel assembly 16 is made smaller than the average enrichment of the latter fuel assembly 12.
第５図は本発明にかかる燃料集合体の他の実施
例を示す水平断面図で第５図の燃料集合体１８に
おいては、制御棒１５に近接するコーナの燃料棒
を含む複数本の燃料棒を中空ジルカロイ管５と交
換してある。このようにしても、ほぼ同様の効果
がある。 FIG. 5 is a horizontal sectional view showing another embodiment of the fuel assembly according to the present invention. In the fuel assembly 18 of FIG. has been replaced with a hollow Zircaloy tube 5. Even in this case, almost the same effect can be obtained.
また、中空ジルカロイ管にAl2O3あるいはZrO2
のような中性子を殆んど吸収せず、また、中性子
減速作用の殆んどない物質を封入しても同様の効
果がある。 In addition, Al 2 O 3 or ZrO 2 is added to the hollow Zircaloy tube.
A similar effect can be obtained by enclosing a substance that hardly absorbs neutrons or has almost no neutron moderation effect.
また、中空管でなくて、中実ジルカロイ管でも
良い。 Also, instead of a hollow tube, a solid Zircaloy tube may be used.
以上説明したように、本発明によれば、通常運
転時に制御棒が挿入される炉心格子セルを構成す
る燃料集合体の燃料棒のクラツドに亀裂が生ずる
のを防止できるという効果がある。
As explained above, according to the present invention, it is possible to prevent cracks from occurring in the cladding of the fuel rods of the fuel assembly that constitutes the core lattice cells into which control rods are inserted during normal operation.
更に、減速材を用いた前述の特開昭57−583号
公報と比較するとコーナーロツド付近の燃料棒の
出力を低下させることができるとともに、燃料集
合体の反応度を高め、燃料経済性の向上に寄付す
る。 Furthermore, compared to the above-mentioned Japanese Patent Application Laid-open No. 57-583 which uses a moderator, it is possible to reduce the output of the fuel rods near the corner rods, increase the reactivity of the fuel assembly, and improve fuel economy. to donate.
第１図は原子炉炉心の水平方向断面図、第２図
は第１図のＱ部（炉心格子セル）の詳細を示す水
平方向断面図、第３図は燃料集合体内の燃料棒位
置と相対出力との関係線図、第４図は本発明の燃
料集合体の一実施例を示す水平方向断面図、第５
図は本発明の燃料集合体の他の実施例を示す水平
方向断面図である。
１１……炉心格子セル、１２……燃料集合体、
１３……燃料棒、１４……チヤンネルボツクス、
１５……制御棒、２……最高濃縮度燃料棒、３…
…中間濃縮度燃料棒、４……最低濃縮度燃料棒、
５……中空ジルカロイ管（中性子非吸収ロツド）。
Figure 1 is a horizontal sectional view of the reactor core, Figure 2 is a horizontal sectional view showing details of the Q part (core lattice cells) in Figure 1, and Figure 3 is a relative view of the fuel rod positions in the fuel assembly. FIG. 4 is a horizontal sectional view showing an embodiment of the fuel assembly of the present invention, and FIG.
The figure is a horizontal sectional view showing another embodiment of the fuel assembly of the present invention. 11... Core lattice cell, 12... Fuel assembly,
13...Fuel rod, 14...Channel box,
15... Control rod, 2... Maximum enrichment fuel rod, 3...
...Intermediate enrichment fuel rod, 4...Minimum enrichment fuel rod,
5...Hollow Zircaloy tube (neutron non-absorbing rod).
Claims (1)
収納してなる燃料集合体と、この燃料集合体ほぼ
４体に１本の割でチヤンネルボツクスの外壁にそ
つて可動する横断面十字型の制御棒とを具備する
原子炉において、制御棒の中心軸に隣接する燃料
棒の位置には中性子をほとんど吸収せずかつ中性
子減速作用のほとんどない物質からなるロツドを
配置した燃料集合体であることを特徴とする原子
炉。 ２ 上記燃料集合体のロツドは中空ジルカロイ管
であることを特徴とする特許請求の範囲第１項記
載の原子炉。 ３ 上記燃料集合体のロツドは中空ジルカロイ棒
であることを特徴とする特許請求の範囲第１項記
載の原子炉。 ４ 上記燃料集合体のロツドは酸化アルミニウム
を封入したジルカロイ管であることを特徴とする
特許請求の範囲第１項記載の原子炉。 ５ 上記燃料集合体のロツドは酸化シルコニウム
を封入したジルカロイ管であることを特徴とする
特許請求の範囲第１項記載の原子炉。 ６ 通常運転時に制御棒が挿入される炉心格子セ
ルに上記ロツドを有する燃料集合体を配設したこ
とを特徴とする特許請求の範囲第１項ないし第５
項のいずれかに記載の原子炉。[Scope of Claims] 1. A fuel assembly in which fuel rods, etc. are housed in a rectangular cylindrical channel box, and approximately one in four fuel assemblies is movable along the outer wall of the channel box. A nuclear reactor equipped with control rods having a cross-shaped cross section, in which rods made of a material that absorbs almost no neutrons and has almost no neutron moderation effect are placed in the fuel rods adjacent to the central axis of the control rods. A nuclear reactor characterized by being an aggregate. 2. The nuclear reactor according to claim 1, wherein the rod of the fuel assembly is a hollow Zircaloy tube. 3. The nuclear reactor according to claim 1, wherein the rod of the fuel assembly is a hollow Zircaloy rod. 4. The nuclear reactor according to claim 1, wherein the rod of the fuel assembly is a Zircaloy tube sealed with aluminum oxide. 5. The nuclear reactor according to claim 1, wherein the rod of the fuel assembly is a Zircaloy tube sealed with silconium oxide. 6. Claims 1 to 5, characterized in that a fuel assembly having the above-mentioned rods is disposed in a core lattice cell into which control rods are inserted during normal operation.
A nuclear reactor described in any of paragraphs.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57139749A JPS5930088A (en) | 1982-08-13 | 1982-08-13 | Reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57139749A JPS5930088A (en) | 1982-08-13 | 1982-08-13 | Reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5930088A JPS5930088A (en) | 1984-02-17 |
| JPH0342439B2 true JPH0342439B2 (en) | 1991-06-27 |
Family
ID=15252485
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57139749A Granted JPS5930088A (en) | 1982-08-13 | 1982-08-13 | Reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5930088A (en) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2012137378A (en) * | 2010-12-27 | 2012-07-19 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | Initial loading core, fuel assembly used for the same, and operation method of boiling-water reactor |
-
1982
- 1982-08-13 JP JP57139749A patent/JPS5930088A/en active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5930088A (en) | 1984-02-17 |
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