JPH0342637B2 - - Google Patents

Info

Publication number
JPH0342637B2
JPH0342637B2 JP58148123A JP14812383A JPH0342637B2 JP H0342637 B2 JPH0342637 B2 JP H0342637B2 JP 58148123 A JP58148123 A JP 58148123A JP 14812383 A JP14812383 A JP 14812383A JP H0342637 B2 JPH0342637 B2 JP H0342637B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
water
throat
core
fuel
tie plate
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired - Lifetime
Application number
JP58148123A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JPS6040991A (en
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed filed Critical
Priority to JP58148123A priority Critical patent/JPS6040991A/en
Publication of JPS6040991A publication Critical patent/JPS6040991A/en
Publication of JPH0342637B2 publication Critical patent/JPH0342637B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Exhaust Gas After Treatment (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は沸騰水型原子炉の冷却材喪失事故
(LOCA)時に炉心を冷却する非常時炉心冷却系
(ECCS)に係り、特に燃料集合体下部の支持構
造物内に流入した水をより確実に、かつ効率的に
炉心冷却に利用するに好適な燃料集合体に係る。
[Detailed Description of the Invention] [Field of Application of the Invention] The present invention relates to an emergency core cooling system (ECCS) that cools the reactor core in the event of a loss of coolant accident (LOCA) in a boiling water reactor. The present invention relates to a fuel assembly suitable for more reliably and efficiently utilizing water flowing into a support structure for core cooling.

〔発明の背景〕[Background of the invention]

第1図は現在の沸騰水型原子炉のECCS注入装
置及び燃料支持構造を示したものである。
Figure 1 shows the ECCS injection system and fuel support structure of a current boiling water reactor.

原子炉圧力容器1内にシユラウド2があり、こ
の内側に燃料棒3を囲む燃料集合体ボツクス4が
設けてある。燃料集合ボツクス4の下部には下部
タイ・プレート5がさし込まれており、この下部
タイ・プレート5は下部炉心支持板7にはめ込ま
れた燃料支持金具6によつて支持されている。下
部タイ・プレート5の側面には燃料集合体ボツク
ス4の外側領域であるバイパス部8と下部タイ・
プレート5内とを結ぶ冷却孔9が設けてある。さ
らに、燃料支持金具6の下方横には圧力容器下部
プレナス15と連通する開孔部10があり、ここ
に横方向に開口したオリフイス11が設けてあ
る。
There is a shroud 2 within a reactor pressure vessel 1, and a fuel assembly box 4 surrounding fuel rods 3 is provided inside the shroud 2. A lower tie plate 5 is inserted into the lower part of the fuel assembly box 4, and this lower tie plate 5 is supported by a fuel support fitting 6 fitted into a lower core support plate 7. On the side surface of the lower tie plate 5 are a bypass section 8, which is an outer area of the fuel assembly box 4, and a lower tie plate.
A cooling hole 9 is provided that connects the inside of the plate 5. Further, at the lower side of the fuel support fitting 6, there is an opening 10 that communicates with the pressure vessel lower plenus 15, and an orifice 11 that opens laterally is provided here.

ここで、オリフイス11が設置されている開口
部10が横向きなのは燃料支持金具6の下方に制
御棒案内管が接続されているからである。
Here, the opening 10 in which the orifice 11 is installed is oriented horizontally because the control rod guide pipe is connected below the fuel support fitting 6.

通常運転中はジエツトポンプ12によつて下部
プレナム15に挿し込まれた冷却水が開孔部10
のオリフイス11を通つて下部タイ・プレート5
内を上昇し、燃料棒3間を通つて燃料棒3からの
発生熱を吸収してゆく。一方、下部タイ・プレー
ト5内に流入した冷却水の一部は、冷却孔9から
バイパス部8に流出する。このバイパス部8の水
流はこの領域でボイドが発生しない程度(炉心部
の約10%程度)必要であり、この部分の水は中性
子の減速材となる。(第2図A参照) LOCA時に原子炉圧力容器1内の冷却水が流出
し、燃料棒3が露出し、崩壊熱のため燃料棒3が
高温になり破損する事態に至る事を防止するため
ECCSが設けてある。13がECCSの一つである
注水系の注水ノズルであり、14が炉心スプレイ
系のスプレイ・ヘツダである。注水系ノズル13
からの注入水は燃料集合体ボツクス4間の領域で
あるバイパス部8に流入し、このバイパス部8の
底部から冠水してゆく。
During normal operation, cooling water inserted into the lower plenum 15 by the jet pump 12 flows through the opening 10.
lower tie plate 5 through orifice 11 of
The heat generated by the fuel rods 3 is absorbed by the fuel rods 3. On the other hand, a portion of the cooling water that has flowed into the lower tie plate 5 flows out from the cooling hole 9 to the bypass section 8 . The water flow in the bypass section 8 is required to be such that no voids are generated in this region (approximately 10% of the reactor core), and the water in this region serves as a moderator for neutrons. (See Figure 2 A) To prevent the cooling water in the reactor pressure vessel 1 from flowing out during LOCA, exposing the fuel rods 3, and causing the fuel rods 3 to become hot due to decay heat and cause damage.
ECCS is provided. 13 is the water injection nozzle of the water injection system, which is one of the ECCS, and 14 is the spray header of the core spray system. Water injection nozzle 13
The injected water flows into the bypass section 8 which is the area between the fuel assembly boxes 4, and floods from the bottom of the bypass section 8.

このバイパス部8にたまつた水は冷却孔9から
下部タイ・プレート5内に逆流し、開孔部10の
オリフイス11を通つて下部プレナム15に落下
する。また、炉心スプレイ・ヘツダ14から各燃
料集合体ボツクス4上部に均一にスプレイされた
水は一部は燃料集合体ボツクス4内を通り燃料棒
を冷却しながら落下しこの一部は蒸気となつて上
方にぬけてゆく。また、他のスプレイ水は燃料集
合体ボツクス4外側のバイパス部8に落下するの
で、前記注水系の水と同一の働きをする。(第2
図B参照) 下部プレナム15に落下した水により下部プレ
ナム15の水位が上昇し、これが下部炉心支持板
7を越えて燃料領域に達する事により最終的な炉
心冷却(炉心再冠水)が達成される。
The water collected in the bypass section 8 flows back into the lower tie plate 5 through the cooling holes 9 and falls through the orifice 11 of the aperture 10 into the lower plenum 15. In addition, some of the water uniformly sprayed from the core spray header 14 onto the top of each fuel assembly box 4 passes through the fuel assembly box 4 and falls while cooling the fuel rods, and some of this water becomes steam. It slips upwards. Further, since the other spray water falls into the bypass section 8 outside the fuel assembly box 4, it has the same function as the water in the water injection system. (Second
(See Figure B) The water falling into the lower plenum 15 causes the water level in the lower plenum 15 to rise, and this reaches the fuel area beyond the lower core support plate 7, thereby achieving final core cooling (core re-flooding). .

しかしながら、上記の炉心冷却に関し以下の問
題がある。
However, there are the following problems regarding the above-mentioned core cooling.

(1) 注水系による冷却では下部プレナム15の満
水後でないと炉心冷却効果が期待できないの
で、炉心冷却までに時間を要し、燃料棒3のヒ
ートアツプが低く抑えられない。
(1) With cooling by the water injection system, the core cooling effect cannot be expected until the lower plenum 15 is filled with water, so it takes time to cool the core, and the heat-up of the fuel rods 3 cannot be kept low.

(2) 炉心スプレイ系による冷却において、原子炉
圧力容器1の圧力変動による炉心スプレイ系流
量の変動に対しても常に全炉心に均一に散水す
るためのスプレイノズル形状と配置の技術は複
雑で難かしい。このためスプレイ流量を多くす
る必要があり、系統容量が大型となる。
(2) In cooling the core spray system, the technology for spray nozzle shape and arrangement is complex and difficult in order to spray water evenly over the entire core at all times even when the core spray system flow rate changes due to pressure fluctuations in the reactor pressure vessel 1. That's funny. Therefore, it is necessary to increase the spray flow rate, which increases the system capacity.

第3図に特開昭52−100092号に示されている従
来例を示す。
FIG. 3 shows a conventional example disclosed in Japanese Patent Application Laid-Open No. 100092/1983.

現在の沸騰水型原子炉の燃料支持金具の下部開
口部に設置しているオリフイスは第1図に示すよ
うに開口の方向(流れの方向)が横方向であるた
めに、LOCA時のECCS注入水がこのオリフイス
の下部を流れ、下部プレナムからの吹き上げ蒸気
がオリフイスの上部を流れるという気液相分離現
象が起こりやすい構造となつている。
The orifice installed at the bottom opening of the fuel support fitting of current boiling water reactors has a horizontal opening direction (flow direction) as shown in Figure 1, so ECCS injection during LOCA is difficult. The structure is such that water flows below the orifice, and steam blown up from the lower plenum flows above the orifice, making it easy for gas-liquid phase separation to occur.

一方、第3図のAに示すように、オリフイスが
縦方向に開口していれば上記の様な気液相分離現
象は起りずらくなり、上からオリフイスに落下し
て来る冷却水が下部プレナムからの吹き上げ蒸気
によつてオリフイスの下方に流れずらくなる冷却
水落下抑制現象(CCFL現象)が起りやすくな
る。
On the other hand, if the orifice is opened vertically, as shown in A in Figure 3, the above-mentioned gas-liquid phase separation phenomenon will be less likely to occur, and the cooling water falling into the orifice from above will flow into the lower plenum. The cooling water fall suppression phenomenon (CCFL phenomenon), in which the steam blown up from the cooling water prevents it from flowing below the orifice, is likely to occur.

しかしながら、第3図のAに示すようなオリフ
イス構造においては、オリフイス部で吹き上げ蒸
気流が大きく乱れてしまい、この吹き上げ蒸気流
の乱れからCCFL現象のバランスが壊れやすいこ
とと、オリフイス構造では流量制御には適してい
ても、オリフイス部での蒸気流速を早めるのには
適していない。
However, in the orifice structure shown in A in Figure 3, the blow-up steam flow is greatly disturbed at the orifice, and the balance of the CCFL phenomenon is easily destroyed due to the disturbance of the blow-up steam flow. However, it is not suitable for increasing the steam flow rate at the orifice.

第3図のBにおいては上からの落下流に対して
は抵抗が小さく流れやすいが、下からの上昇水流
(通常時)に対しては抵抗が大きく、さらに上昇
蒸気流速が早まる事もないので、この場合、ここ
でCCFL現象は発生しない。
At B in Figure 3, there is little resistance to the falling water flow from above and it flows easily, but there is great resistance to the rising water flow from below (normally), and the rising steam flow rate does not increase. , in this case, the CCFL phenomenon does not occur here.

以上のように、第3図のA,Bともに着脱自在
の構造ではあるが、CCFL現象が起こりずらい構
造であり、通常運転時の水流抵抗が大きくなつて
しまい、結局、最も重要な通常運転時の原子炉全
体の効率低下につながる。
As mentioned above, although both A and B in Figure 3 have a removable structure, they have a structure that makes it difficult for the CCFL phenomenon to occur, resulting in increased water flow resistance during normal operation, which ultimately hinders the most important normal operation. This leads to a decrease in the efficiency of the entire reactor.

第4図に特開昭58−7594号に示されている従来
例を示す。
FIG. 4 shows a conventional example shown in Japanese Patent Application Laid-Open No. 58-7594.

第4図のAは燃料集合体下部タイプレートに復
数個の孔をあけたオリフイスを設置したもので横
断面を示している。BはAを下から見た図であ
り、オリフイスに孔が3個あるのが良く解かる。
A in FIG. 4 shows a cross section of a fuel assembly in which an orifice with several holes is installed in the lower tie plate. B is a view of A from below, and it can be clearly seen that there are three holes in the orifice.

第4図で特徴的な事はオリフイスを下部タイプ
レートに設置した事で、第3図に比べてより燃料
に近づいてはいるが、やはり通常時の水流抵抗が
大きくなつてしまう(第3図より大きくなる)の
で、通常運転時の原子炉全体の効率低下につなが
る。
What is distinctive about Fig. 4 is that the orifice is installed on the lower tie plate, which is closer to the fuel than in Fig. 3, but the water flow resistance under normal conditions is still large (Fig. 3). (becomes larger), leading to a decrease in the overall efficiency of the reactor during normal operation.

また、多孔式オリフイスを採用しているために
一つの孔から水が落下し、他の孔から蒸気が吹き
上げるという分離流が発生しやすくなつている。
Additionally, because a multi-hole orifice is used, separation flows are likely to occur, where water falls from one hole and steam blows up from another hole.

〔発明の目的〕[Purpose of the invention]

本発明の目的は、通常運転時の原子炉効率に何
ら影響を与えずに、LOCA時に燃料バイパス部を
経由して燃料集合体下部に流入したECCS注入水
が、下部プレナムからの蒸気流によつて燃料集合
体下部でより効果的にCCFL現象(冷却水落下抑
制現象)を発生させ、下方からの炉心燃料冷却を
大幅に改善する事を目的とした燃料集合体提供す
る事にある。
It is an object of the present invention to prevent ECCS injection water flowing into the lower part of the fuel assembly via the fuel bypass section during LOCA from the steam flow from the lower plenum without affecting the reactor efficiency during normal operation. The purpose of this invention is to provide a fuel assembly that more effectively generates the CCFL phenomenon (cooling water fall suppression phenomenon) at the bottom of the fuel assembly and significantly improves core fuel cooling from below.

〔発明の概要〕[Summary of the invention]

本発明は、下部プレナムからの下部タイプレー
ト内への冷却水の流量を所望の流量に制限し、か
つ上方に向かうにつれて縮径となり、その上端部
が前記下部タイプレート内に突出しているスロー
トが前記下部タイプレートに設けられ、前記下部
タイプレートの側周でかつ前記スロートの上端部
よりも下方に小孔が穿設されていることを特徴と
するものである。なお、前記小孔は、前記下部タ
イプレートの側周に、ほぼ等間隔で複数穿設され
ていることが好ましい。
The present invention limits the flow rate of cooling water from the lower plenum into the lower tie plate to a desired flow rate, and has a throat whose diameter decreases upward and whose upper end protrudes into the lower tie plate. The present invention is characterized in that a small hole is provided in the lower tie plate and is bored at a side circumference of the lower tie plate and below the upper end of the throat. In addition, it is preferable that a plurality of the small holes are formed at approximately equal intervals on the side circumference of the lower tie plate.

〔発明の実施例〕[Embodiments of the invention]

以下、本発明の一実施例を第5図から第8図に
より説明する。
An embodiment of the present invention will be described below with reference to FIGS. 5 to 8.

第5図に示すように燃料集合体ボツクス4の下
部には下部タイ・プレート5がさし込まれてお
り、この下部タイ・プレート5の下方流路に上方
が狭くなる様なスロート16を設置した。なお、
この下部タイ・プレート5の側面には燃料集合体
ボツクス4の外側領域であるバイパス部8と下部
タイ・プレート5内とを結ぶ冷却孔9が複数個設
けてあるが、これは従来のように1個しかない場
合だと、バイパス部8から冷却孔9を通つて流入
してくる水が、スロート16上部で局所的に一ケ
所に集中し、蒸気の吹き上げる部分と水が落下す
る部分の2相に分かれてしまいCCFL現象がブレ
ークしてしまう可能性がある。このため、本実施
例では下部タイプレート5側壁のスロート16上
部開口位置より下方に冷却孔9を4個均一に配置
した。なお、この冷却孔9の全流路面積は従来の
冷却孔9と同じである。
As shown in Fig. 5, a lower tie plate 5 is inserted into the lower part of the fuel assembly box 4, and a throat 16 is installed in the lower flow path of this lower tie plate 5 so that the upper part becomes narrower. did. In addition,
A plurality of cooling holes 9 are provided on the side surface of the lower tie plate 5 to connect the bypass section 8, which is the outside area of the fuel assembly box 4, to the inside of the lower tie plate 5, but these holes are similar to the conventional one. If there is only one, the water flowing from the bypass section 8 through the cooling holes 9 will be locally concentrated in one place at the top of the throat 16, resulting in two parts: the part where steam blows up and the part where water falls. There is a possibility that it will split into phases and the CCFL phenomenon will break. For this reason, in this embodiment, four cooling holes 9 are uniformly arranged in the side wall of the lower tie plate 5 below the upper opening position of the throat 16. Note that the total flow area of this cooling hole 9 is the same as that of the conventional cooling hole 9.

また、燃料支持金具6の下方横には圧力容器下
部プレナム15と連通する開孔部10があるが、
上記スロート16以外の流路面積は広くした方が
流路抵抗が小さくなり、吹き上げ蒸気流量確保の
観点から望ましいので、スロート16下方の出つ
ばり(従来の入口オリフイス11設置のためのも
の)は削除し、開孔部10の流路面積を大きくし
ている。
Further, there is an opening 10 on the lower side of the fuel support fitting 6 that communicates with the pressure vessel lower plenum 15.
The flow path area other than the above-mentioned throat 16 is widened to reduce the flow path resistance and is desirable from the viewpoint of securing the blow-up steam flow rate, so the protrusion below the throat 16 (for installing the conventional inlet orifice 11) is The flow path area of the opening 10 is increased.

第6図aに示すように、通常運転中はジエツ
ト・ポンプ12によつて下部プレナム15に挿し
込まれた冷却水が、開孔部10を通つて燃料支持
金具6中を上昇し、下部タイ・プレート5に設置
されたスロート16を通つて燃料棒3間を上昇し
てゆく。また、この下部タイ・プレート5内に流
入した冷却水の一部は、冷却孔9からバイパス部
8に流出する。このバイパス部8への水流はこの
領域でのボイド発生を抑える意味からも従来のも
のと同程度のものが必要である。
As shown in FIG. 6a, during normal operation, cooling water introduced into the lower plenum 15 by the jet pump 12 rises through the openings 10 into the fuel support fitting 6 and flows into the lower tie. - Passes through the throat 16 installed on the plate 5 and ascends between the fuel rods 3. Further, a portion of the cooling water that has flowed into the lower tie plate 5 flows out from the cooling hole 9 to the bypass section 8 . The water flow to this bypass section 8 needs to be of the same level as the conventional one in order to suppress the generation of voids in this region.

この様に、通常運転中に於いては炉心部への十
分な冷却水供給のために、燃料下部での流路抵抗
は小さい方が良く、なおかつ炉心部全体の各燃料
集合体へのバランスの取れた流量配分確保のため
に各燃料集合体下部の流路を規格化する必要があ
る。従来は第1図に示すオリフイス11でこの流
量配分をやつていたが、本発明の実施例のような
スロート16形状でも同様な流量配分は容易に得
られ、さらにスロート16形状の方が上昇水流に
対し抵抗が小さく、落下水流(逆流)に対し抵抗
大なので原子炉の自然循環能力も向上し有利であ
る。ここで、落下水流に対して抵抗が大きくなる
のは、スロート16の上端部が冷却孔9よりも上
に位置しているためである。つまり、冷却孔9か
ら流入してきた水は、直ちに下方に流れることは
なく、スロート16の上端部が抵抗となり、一旦
上方に向い、落下水流の流速が抑制されるためで
ある。
In this way, during normal operation, in order to supply sufficient cooling water to the reactor core, it is better to have a smaller flow path resistance in the lower part of the fuel, and to maintain the balance for each fuel assembly in the entire reactor core. In order to ensure the appropriate flow distribution, it is necessary to standardize the flow path at the bottom of each fuel assembly. Conventionally, this flow rate distribution was achieved using the orifice 11 shown in Fig. 1, but the same flow rate distribution can be easily obtained with the throat 16 shape as in the embodiment of the present invention, and furthermore, the throat 16 shape allows for higher water flow. Since it has low resistance to water flow and high resistance to falling water flow (backflow), it improves the natural circulation ability of the reactor, which is advantageous. Here, the reason why the resistance to the falling water flow is large is because the upper end of the throat 16 is located above the cooling hole 9. In other words, the water flowing in from the cooling holes 9 does not immediately flow downward, but the upper end of the throat 16 acts as a resistance, and once flows upward, the flow rate of the falling water flow is suppressed.

各燃料集合体への流量配分については炉心中央
部と周辺部との2領域に分けて違わせているのが
一般的であるが、燃料交換時の燃料シヤツクリン
グ(燃料装荷位置を変える事)において、炉心中
央部領域の燃料は常に炉心中央部領域で交換し、
周辺部領域の燃料は常に炉心周辺部領域内で交換
するので、燃料交換時においてスロート16サイ
ズの問題が生ずる事はないし、万一この様な事態
が生じたとしても、次に示すようにスロート16
のみ脱着可能にしておけば容易に解決できる。
Generally speaking, the flow distribution to each fuel assembly is divided into two areas, the central part of the core and the peripheral part, and the distribution is different. , the fuel in the central core region is always replaced in the central core region,
Since fuel in the peripheral region is always replaced within the core peripheral region, problems with the throat 16 size will not occur during fuel replacement, and even if such a situation occurs, the throat 16
This can be easily solved by making it removable.

第5図では、このスロート16と下部タイ・プ
レート5は一体構造になつているが、製作コスト
その他の面で問題があれば、スロート16部分の
みを別に造り、下部タイ・プレート5にはめ込
み、あるいはねじ込み式にする事により解決でき
る。この場合、スロート16のサイズは変つて
も、はめ込み、あるいはねじ込み部のサイズは同
じにしておく事が必要である。第8図にねじ込み
式の例を示す。
In FIG. 5, the throat 16 and the lower tie plate 5 are integrally constructed, but if there is a problem with manufacturing costs or other aspects, the throat 16 can be made separately and fitted into the lower tie plate 5. Alternatively, this can be solved by using a screw-in type. In this case, even if the size of the throat 16 changes, it is necessary to keep the size of the fitting or threaded portion the same. Figure 8 shows an example of a screw-in type.

第6図bに示すように、万一、再循環配管大破
断が発生し、炉心内冷却水が著しく低下した場
合、ECCS注入水は燃料集合体ボツクス4間のバ
イパス部8に流入し、このバイパス部8の底部か
ら冠水してゆく。このバイパス部8にたまつた水
は冷却孔9から下部タイ・プレート5内に逆流す
る。この下部タイ・プレート5内に流入してきた
水は、下部プレナム15から吹き上がつて来る減
圧沸騰などによる発生蒸気によつて、スロート1
6上部で下に落下するのが阻害されるので、この
スロート16上部に溜る。さらにこのスロート1
6上部に溜つた水はスロート16からの吹き上げ
蒸気によつて水粒となつて誘搬され、燃料棒3下
方からの冷却に大きく寄与する。
As shown in Figure 6b, in the unlikely event that a major rupture occurs in the recirculation piping and the cooling water in the core decreases significantly, the ECCS injection water will flow into the bypass section 8 between the fuel assembly boxes 4 and Water begins to flood from the bottom of the bypass section 8. The water accumulated in the bypass section 8 flows back into the lower tie plate 5 through the cooling holes 9. The water that has flowed into the lower tie plate 5 is caused by steam generated by boiling under reduced pressure, etc., which blows up from the lower plenum 15.
Since the upper part of the throat 16 prevents it from falling downward, it accumulates at the upper part of the throat 16. Furthermore, this throat 1
The water accumulated in the upper part of the fuel rod 6 is transported in the form of water droplets by the steam blown up from the throat 16, and greatly contributes to the cooling of the fuel rod 3 from below.

この第6図bに示すように、本発明ではスロー
ト16部でのCCFL現象を促進させるためにスロ
ート16開口が垂直方向となつている事が重要で
ある。
As shown in FIG. 6b, in the present invention, it is important that the opening of the throat 16 be vertical in order to promote the CCFL phenomenon at the throat 16 portion.

第4図に示す複数個の孔を持つオリフイスでは
オリフイス部で吹き上げ蒸気流が大きく乱れてし
まい、吹き上げ蒸気流の乱れからCCFL現象のバ
ランスが壊れやすいことと、オリフイス構造では
流量制御には適していてもオリフイス部での蒸気
流速を早めるのには適していない。この事から
も、本発明のスロート構造とする事が、CCFL現
象を安定して、より効果的に発生させるための必
須条件であることがわかる。
In the case of an orifice with multiple holes shown in Figure 4, the blow-up steam flow is greatly disturbed at the orifice part, and the balance of the CCFL phenomenon is easily destroyed due to the disturbance of the blow-up steam flow, and the orifice structure is not suitable for flow control. However, it is not suitable for increasing the steam flow rate at the orifice. This also shows that the throat structure of the present invention is an essential condition for stably and more effectively generating the CCFL phenomenon.

第7図に本発明による効果を示す。第7図上図
がLOCA後の原子炉内水位の変化で、下図がこの
水位変化に対する燃料棒表面温度である。燃料棒
表面温度は炉心中心部が最も高いので、この中心
部温度で代表させている。
FIG. 7 shows the effects of the present invention. The upper diagram in Figure 7 shows the change in the reactor water level after LOCA, and the lower diagram shows the fuel rod surface temperature in response to this water level change. Since the surface temperature of the fuel rods is highest at the center of the core, the temperature at this center is used as the representative temperature.

再循環配管などの大破断を想定すると、事故後
原子炉内冷却材のブローダウンによつて原子炉内
水位は低下し、従来の例(第7図中の破線)だと
そのまま炉心露出し、原子炉水位は下部プレナム
15にまで達つする。さらにECCSによる原子炉
内への注水により水位は除々に回復し、炉心底部
に達すると、炉心ヒート・アツプ部からの急激な
水への入熱によるフラツシング、及び下部プレナ
ムより炉心部の方が構造材以外の水の入るスペー
スが小さい事により水位上昇が早まり、炉心再冠
水される。燃料棒表面温度は炉心が露出すると上
昇し始め、再冠水によつて冷却される。
Assuming a major rupture in the recirculation piping, etc., the water level inside the reactor would drop due to blowdown of the coolant inside the reactor after the accident, and in the conventional example (dashed line in Figure 7), the reactor core would be exposed. The reactor water level reaches the lower plenum 15. Furthermore, the water level gradually recovers due to water injection into the reactor by ECCS, and when it reaches the bottom of the core, there is flashing due to rapid heat input into the water from the core heat-up area, and the structure of the core is smaller than that of the lower plenum. Due to the small space for water other than wood, the water level rises faster and the core is re-flooded. The surface temperature of the fuel rods begins to rise once the core is exposed and is cooled by re-flooding.

本発明(第7図中の実線)によれば、〔A〕原
子炉内減圧沸騰による炉心部及び下部プレナム部
からの吹き上げ蒸気の増大によつて、スロート1
6部での炉水位落下が大きく抑制され、炉心部水
位低下が遅れるので、燃料棒ヒート・アツプ開始
も遅れる。なお、炉水水位落下の抑制には、前述
したように、流路面積が上方に向かうにつれて
次第に小さくなるスロート16を用いていること
により、下部プレナム15から吹き上がる蒸気に
対する抵抗が小さいことと、スロート16の上
端部が冷却孔9よりも上に位置しているため、直
接的に落下水流の流速が抑制されていることと、
スロート16の貫通方向が鉛直方向で、かつ冷
却孔9が複数穿設されているために、気液分離現
象が起こりづらいこととが、大きく起因してい
る。〔B〕その後、減圧沸騰及び構造材からの熱
によつて下部プレナムからの吹き上げ蒸気は続く
が、それに伴つて下部プレナム水位は低下する。
しかし、この吹き上げ蒸気によつて燃料集合体下
部のスロート16部では引き続き水落下が抑制さ
れるので、バイパス部8から下部タイ・プレート
5内に流入するECCSによる炉内注入水の下部プ
レナムへの落下は少なく、炉心部(バイパス領域
と燃料領域)にたまるので炉心部水位は早く上昇
する。この時、この燃料集合体下部に流入した水
はスロート16からの吹き上げ蒸気によつて水粒
となつて誘搬され、燃料棒3下方からの冷却によ
つて燃料棒ヒート・アツプが抑制される。〔C〕
さらに、上記の様に炉心部水位上昇が早まるの
で、炉心部再冠水時間が大きく短縮され、燃料棒
ヒート・アツプは大きく抑制される。
According to the present invention (solid line in FIG. 7), [A] the throat 1
Since the drop in the reactor water level in the 6th section is greatly suppressed and the drop in the core water level is delayed, the start of fuel rod heat-up is also delayed. In order to suppress the fall of the reactor water level, as mentioned above, by using the throat 16 whose flow path area gradually becomes smaller as it goes upward, there is little resistance to the steam blowing up from the lower plenum 15. Since the upper end of the throat 16 is located above the cooling hole 9, the flow velocity of the falling water flow is directly suppressed;
This is largely due to the fact that the passage direction of the throat 16 is vertical and a plurality of cooling holes 9 are provided, making it difficult for gas-liquid separation to occur. [B] After that, steam continues to blow up from the lower plenum due to reduced pressure boiling and heat from the structural materials, but the lower plenum water level decreases accordingly.
However, this blown-up steam continues to prevent water from falling at the throat 16 at the bottom of the fuel assembly, so water injected into the reactor by the ECCS flowing into the lower tie plate 5 from the bypass section 8 flows into the lower plenum. The amount of water falling is small and accumulates in the core (bypass area and fuel area), so the core water level rises quickly. At this time, the water that has flowed into the lower part of the fuel assembly is turned into water droplets and transported by the steam blown up from the throat 16, and the fuel rods 3 are cooled from below, thereby suppressing fuel rod heat-up. . [C]
Furthermore, as the core water level rises more quickly as described above, the time for re-flooding the core is greatly shortened, and fuel rod heat-up is greatly suppressed.

以上の様に、本実施例によれば通常運転中にお
いては原子炉の自然循環能力を向上するものの、
他の性能を阻害する要因はなく、LOCA時におい
ては燃料棒のヒート・アツプを大きく抑制でき
る。
As described above, although this example improves the natural circulation capacity of the reactor during normal operation,
There are no other factors that impede performance, and heat-up of the fuel rods can be greatly suppressed during LOCA.

〔発明の効果〕〔Effect of the invention〕

本発明の実施によつて下記の効果がある。 Implementation of the present invention has the following effects.

(a) 通常運転中においては原子炉の自然循環能力
を向上させ、LOCA時においては燃料棒のヒー
ト・アツプを大きく抑制できる。(運転性能、
安全性の向上)
(a) It improves the natural circulation capacity of the reactor during normal operation, and greatly suppresses fuel rod heat-up during LOCA. (driving performance,
(improved safety)

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of drawings]

第1図は従来例の縦断面図、第2図は従来例の
説明図、第3図、第4図はその他の従来例の縦断
面図、第5図は本発明の実施例の縦断面図、第6
図は本発明の実施例の説明図、第7図は本発明の
実施例の現象説明図、第8図は本発明の変形例の
縦断面図である。 1…原子炉圧力容器、2…シユラウド、3…燃
料棒、4……燃料集合体ボツクス、5……下部タ
イ・プレート、6…燃料支持金具、7…下部炉心
支持板、8…バイパス部、9…冷却孔、10……
開孔部、11…オリフイス、12…ジエツトポン
プ、13……注水系ノズル、14…炉心スプレ
イ・ヘツダ、15…下部プレナム、16…スロー
ト、17…ネジ部。
Fig. 1 is a longitudinal cross-sectional view of a conventional example, Fig. 2 is an explanatory diagram of the conventional example, Figs. 3 and 4 are longitudinal cross-sectional views of other conventional examples, and Fig. 5 is a longitudinal cross-section of an embodiment of the present invention. Figure, 6th
7 is an explanatory diagram of an embodiment of the present invention, FIG. 7 is an explanatory diagram of phenomena in the embodiment of the present invention, and FIG. 8 is a longitudinal sectional view of a modification of the present invention. DESCRIPTION OF SYMBOLS 1... Reactor pressure vessel, 2... Shroud, 3... Fuel rod, 4... Fuel assembly box, 5... Lower tie plate, 6... Fuel support fitting, 7... Lower core support plate, 8... Bypass section, 9...Cooling hole, 10...
Opening portion, 11... Orifice, 12... Jet pump, 13... Water injection system nozzle, 14... Core spray header, 15... Lower plenum, 16... Throat, 17... Threaded portion.

Claims (1)

【特許請求の範囲】 1 下部プレナムからの下部タイプレート内への
冷却水の流量を所望の流量に制限し、かつ貫通方
向が鉛直方向で上方に向かうにつれて縮径とな
り、その上端部が前記下部タイプレート内に突出
しているスロートが設けられ、 前記下部タイプレートの側周で、かつ前記スロ
ートの上端部よりも下方に小孔が複数穿設されて
いることを特徴とする燃料集合体。 2 複数の前記小孔は、下部タイプレートの側周
にほぼ等間隔で穿設されていることを特徴とする
請求項1記載の燃料集合体。
[Claims] 1. The flow rate of cooling water from the lower plenum into the lower tie plate is limited to a desired flow rate, and the diameter decreases as the penetration direction is vertical and goes upward, and the upper end thereof is connected to the lower tie plate. A fuel assembly comprising: a throat protruding into a tie plate; and a plurality of small holes formed at a side circumference of the lower tie plate and below an upper end of the throat. 2. The fuel assembly according to claim 1, wherein the plurality of small holes are formed at approximately equal intervals on the side circumference of the lower tie plate.
JP58148123A 1983-08-15 1983-08-15 Fuel support structure Granted JPS6040991A (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP58148123A JPS6040991A (en) 1983-08-15 1983-08-15 Fuel support structure

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP58148123A JPS6040991A (en) 1983-08-15 1983-08-15 Fuel support structure

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS6040991A JPS6040991A (en) 1985-03-04
JPH0342637B2 true JPH0342637B2 (en) 1991-06-27

Family

ID=15445769

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP58148123A Granted JPS6040991A (en) 1983-08-15 1983-08-15 Fuel support structure

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS6040991A (en)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1038671C (en) * 1995-03-11 1998-06-10 天津大学北方化工新技术开发公司 Refining process of vanillin
CN1038672C (en) * 1995-03-11 1998-06-10 天津大学北方化工新技术开发公司 Rectifying device for refining crude vanillin

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5733387A (en) * 1980-08-08 1982-02-23 Tokyo Shibaura Electric Co Fuel supporting tool
JPS57204487A (en) * 1981-06-11 1982-12-15 Nippon Atomic Ind Group Co Fuel assembly supporting tool

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5733387A (en) * 1980-08-08 1982-02-23 Tokyo Shibaura Electric Co Fuel supporting tool
JPS57204487A (en) * 1981-06-11 1982-12-15 Nippon Atomic Ind Group Co Fuel assembly supporting tool

Also Published As

Publication number Publication date
JPS6040991A (en) 1985-03-04

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US6718001B2 (en) Nuclear reactor
KR20110106850A (en) Reactor vessel coolant deflector shield
JPH02268290A (en) Lower tie plate with graded opening for controlling pressure drop and flow distribution
EP0234566A2 (en) Emergency nuclearreactor core cooling structure
JPH0727052B2 (en) A method for providing load following capability to a natural circulation boiling water reactor with free surface vapor separation.
JPH0618693A (en) Steam separator
JPH0342637B2 (en)
US4753774A (en) Orificing of water cross inlet in BWR fuel assembly
US5251246A (en) Water rod concept without loss in active flow
JP2012058113A (en) Steam separation facility for nuclear reactor
JP3079877B2 (en) Fuel assembly
JPS6055292A (en) Fuel aggregate
JPS6250691A (en) Core structure of nuclear reactor
JPH01223392A (en) Loop fast breeder reactor
JPS62163995A (en) Nuclear reactor
JP2013044539A (en) Fuel assembly
JPH0618688A (en) Water rod having no active flow loss
JPS58117490A (en) Control rod of bwr type reactor
JP2001133577A (en) Reactor
JP3028842B2 (en) Reactor containment vessel
JPS5850497A (en) Fast breeder
JPS5834391A (en) Reactor
JPS59231484A (en) Boiling-water type reactor
JPH0746156B2 (en) Reactor with low core coolant intake
JPH01113696A (en) Boiling water nuclear reactor