JPH0351796A - 原子炉燃料集合体 - Google Patents

原子炉燃料集合体

Info

Publication number
JPH0351796A
JPH0351796A JP1185955A JP18595589A JPH0351796A JP H0351796 A JPH0351796 A JP H0351796A JP 1185955 A JP1185955 A JP 1185955A JP 18595589 A JP18595589 A JP 18595589A JP H0351796 A JPH0351796 A JP H0351796A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel
coolant flow
fuel rods
fuel assembly
flow controller
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.)
Pending
Application number
JP1185955A
Other languages
English (en)
Inventor
Daisuke Goto
大輔 後藤
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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 by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP1185955A priority Critical patent/JPH0351796A/ja
Publication of JPH0351796A publication Critical patent/JPH0351796A/ja
Pending 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

  • 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。

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、沸騰水型原子炉の原子炉燃料集合体に関する
(従来の技術) 沸騰水型原子炉の炉心では炉心下方から上方に向かう冷
却材の流れに沿って冷却材中にボイドが発生する。した
がって、炉心上部はどボイド率が高くなる。このため、
炉心上部での圧力損失が大きくなり易い傾向がある。
また、炉心上部では原子炉停止時にボイド率が0になる
と運転時からの減速材密度の変化が非常に大きくなり、
減速が良くなり過ぎて制御棒により炉心を未臨界に保つ
ための余裕(炉停止余裕と呼ばれる。)が小さくなる。
このような問題を解決するために、第7図、および第8
図に示す原子炉燃料集合体1が従来より設計されている
。なお、第7図は原子炉燃料集合体1の軸方向断面図で
あり、第8図は第7図のA−A矢視方向断面図である。
原子炉燃料集合体1は、角筒状のチャンネルボックス2
で覆われており、このチャンネルボックス2内には9行
9列に燃料棒3が配置されている。
原子炉燃料集合体1の上端および下端は、上部タイプレ
ート4および下部タイプレート5で支持され、原子炉燃
料集合体1の軸方向の数ケ所には燃料捧3の間隔を保持
するスペーサ6が配置されている。原子炉燃料集合体1
の断面中央部には、内部を冷却材が流通する水棒7が配
置されている。
他の燃料棒3より短く形成された部分長燃料棒8が8本
配置されている。
このように、一部の燃料棒8を部分長とすることにより
、炉心上部の冷却材流路面積を広げて圧力損失を低減し
、かつ同時に炉心上部に存在するウラン量を減らして炉
停止余裕を確保してい、る。
(発明が解決しようとする課題) ところが、このような設計は、燃料棒の除熱という観点
からは以下のような問題点をはらんでいる。
燃料棒の除熱は、冷却材中の液相(水)の沸騰によって
まかなわれている。したがって、理想的には冷却材のう
ち液相は燃料棒表面付近を流れ、気相は燃料棒間の空間
を流れれば最も除熱効率が良いことになる。一方、実際
の燃料集合体的の冷却材流動様式をみると、ボイド率が
高く除熱上余裕の少ない炉心上半部領域では環状流と呼
ばれる流動状態となっている。この流動状態では、第9
図に示すように、燃料棒3間の空間でボイド率が高くな
り、燃料棒3の表面ば液膜10と呼ばれる液相が覆って
いる。この液膜10の沸騰により燃料棒3の除熱が行な
われている。
第10図は前述した部分長燃料棒8の上端部付近の流動
状態を模式的に示したものである。この第10図よりわ
かるように、部分長燃料棒8の上端部では、それまで部
分長燃料棒8の表面を流れていた液膜10が燃料棒間の
空間へ放出され、液滴11となってまわりの燃料棒3の
冷却に寄与していないという問題点がある。
本発明の目的は、より除熱効率の高い沸騰水型原子炉用
の原子炉燃料集合体を得ることにある。
〔発明の構成〕
(課題を解決するための手段) 上記目的を達成するために1本発明においては、長さの
異なる燃料棒を混在させて多数本束ね、チャンネルボッ
クス内に収納した原子炉燃料集合体において、前記燃料
棒のうち最も長いものを除く、一部又は全部の燃料棒上
端部に冷却材流制御器を設けたことを特徴とする原子炉
燃料集合体を提供する。
(作用) 上端が燃料有効長さの中途に位置する部分長燃料棒の上
端部に冷却材流制御器を設けたので、部分長燃料棒表面
を流れてくる液膜を他の燃料棒表面へと飛散でき、冷却
材中の液相を効率的に利用できる。したがって、燃料棒
の除熱効果を向上でき、燃料の健全性向上に寄与するこ
とができる。
(実施例) 以下5本発明の実施例を第1図から第6図を参照して説
明する。第1図は本発明に係る原子炉燃料集合体21の
軸方向断面図であり、第2図は第1図のB−B矢視方向
断面図である。
原子炉燃料集合体21は、角筒状のチャンネルボックス
22で覆われており、このチャンネルボックス22内に
は9行9列に燃料棒23が配置されている。
原子炉燃料集合体21の上端および下端は、上部タイプ
レート24および下部タイプレート25で支持され、軸
方向の数カ所には燃料棒23の間隔を保持するスペーサ
26が配置されている。原子炉燃料集合体21の断面中
央部には、内部を冷却材が流通する水棒27が配置され
ている。また、原子炉燃料集合体21内には燃料棒23
より短く形成された部分長燃料棒28が8本配置されて
いる。この部分長燃料棒28の上端部には冷却材流制御
器100が設けられている。
この冷却材流制御器100は、第3図の斜視図に示すよ
うに、上端が外側へ開いた形状をなしている。
このように、冷却材流制御器100は部分長燃料棒28
表面を流れてきた冷却材流を周囲の燃料棒23方向へ飛
散させ得るような形状であり、部分長燃料棒28表面付
近の冷却材流の方向を強制的に周囲へ偏向させることに
より周囲の燃料棒23の除熱を促進できる。
次に第2実施例を第4図の斜視図を参照して説明する。
尚、以下第2実施例から第4実施例においては、要部の
変更点のみを示し、第1実施例と同−の部品には同一の
符号を付す。第4図に示す冷却材流制御器101は第3
図の冷却材流制御器io。
に切り欠き部102を設け、流路面積を増したものであ
る。これにより圧力損失を低くできる。しかしながら偏
向させ得る冷却材の量がやや少なくなる。したがって、
燃料の特性に応じて切り欠き部102の大きさ・形状を
変えることにより、最適な特性を得ることができる。
本発明の第3実施例を第5図の斜視図を参照して説明す
る。冷却材流制御器103は、螺旋状に形成されている
。この冷却材流制御器103は、部分長燃料棒28付近
を流れる冷却材を旋回させ、液相と気相にかかる遠心力
の差を利用して液相だけを効率よく周囲の燃料棒23へ
飛散させるもので、圧力損失が小さく、また周囲の燃料
棒23表面の液膜の乱れを最小限に抑えることができる
第4実施例を第6図の斜視図を参照して説明する。この
第4実施例の冷却材流制御器104も第3実施例の冷却
材流制御器103と同様に螺旋状に形成されている。冷
却材流制御器104は棒状の芯部105と螺旋状に芯部
105に設けられた4枚の螺旋部106とから成る。第
3実施例の冷却材流制御器103と比べて振動等の応力
に対する強度を向上できる。
尚、第3実施例の冷却材流制御器103および第4実施
例の冷却材流制御器104の螺旋部のねじれの回数は、
燃料の特性に応じて適宜変更してやればよい。第3実施
例および第4実施例では約−回転ねじられているが、燃
料の特性によっては、約174回転ねじるだけでも効果
がある。
また、上記実施例では、燃料棒が9X9に配置され、太
径の水棒が中央に配置され、8本の部分長燃料棒が配置
された原子炉燃料集合体を参照して説明したが、本発明
はこれに限定されるものではなく、複数の種類の長さの
燃料棒を有するいかなる原子炉燃料集合体に対しても適
用できる。
〔発明の効果〕
本発明によれば、燃料棒の冷却性を向上でき、燃料健全
性を向上できる。
【図面の簡単な説明】
第1図から第3図は本発明に係る原子炉燃料集合体の第
1実施例を示し、第1図は原子炉燃料集合体の軸方向断
面図、第2図は第1図のB−B矢視方向断面図、第3図
は要部を拡大して示す斜視図、第4図は第2実施例の要
部を拡大して示す斜視図、第5図は第3実施例の要部を
拡大して示す斜視図、第6図は第4実施例の要部を拡大
して示す斜視図、第7図から第10図は従来の原子炉燃
料集合体を示し、第7図は原子炉燃料集合体の軸方向断
面図、第8図は第7図のA−A矢視方向断面図、第9図
は燃料棒間の流動状態を示す模式図、第10図は部分長
燃料棒の上端部付近の流動状態を示す模式図である。 21・・・原子炉燃料集合体、 22・・・チャンネルボックス、 23・・・燃料棒、
24・・・上部タイプレート、 25・・・下部タイプレート、  26・・・スペーサ
。 28・・・部分長燃料棒、 100.101,103,104・・・冷却材流制御器

Claims (2)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)長さの異なる燃料棒を混在させて多数本束ね、チ
    ャンネルボックス内に収納した原子炉燃料集合体におい
    て、前記燃料棒のうち最も長いものを除く、一部又は全
    部の燃料棒上端部に冷却材流制御器を設けたことを特徴
    とする原子炉燃料集合体。
  2. (2)前記冷却材流制御器は、螺旋状をなしていること
    を特徴とする請求項1記載の原子炉燃料集合体。
JP1185955A 1989-07-20 1989-07-20 原子炉燃料集合体 Pending JPH0351796A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP1185955A JPH0351796A (ja) 1989-07-20 1989-07-20 原子炉燃料集合体

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP1185955A JPH0351796A (ja) 1989-07-20 1989-07-20 原子炉燃料集合体

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH0351796A true JPH0351796A (ja) 1991-03-06

Family

ID=16179802

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP1185955A Pending JPH0351796A (ja) 1989-07-20 1989-07-20 原子炉燃料集合体

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH0351796A (ja)

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH05150066A (ja) * 1991-05-17 1993-06-18 General Electric Co <Ge> 部分長燃料棒と共に使用する分離装置
US5375153A (en) * 1992-03-13 1994-12-20 Siemens Power Corporation Coolant vent fuel rod and part length fuel rod having a reflex upper end fitting for a light water reactor
US5491733A (en) * 1992-03-13 1996-02-13 Siemens Power Corporation Nuclear fuel rod assembly apparatus
EP0800180A1 (en) * 1996-04-01 1997-10-08 General Electric Company Fluid separation devices for vent volumes of nuclear fuel bundles
US5875224A (en) * 1997-09-02 1999-02-23 General Electric Company Swirler attachment for a spacer of a nuclear fuel bundle
US6148054A (en) * 1998-11-09 2000-11-14 General Electric Company Removable separation devices for nuclear fuel bundles

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH05150066A (ja) * 1991-05-17 1993-06-18 General Electric Co <Ge> 部分長燃料棒と共に使用する分離装置
US5375153A (en) * 1992-03-13 1994-12-20 Siemens Power Corporation Coolant vent fuel rod and part length fuel rod having a reflex upper end fitting for a light water reactor
US5384815A (en) * 1992-03-13 1995-01-24 Siemens Power Corporation Hydraulic resistance strip for a light water reactor
US5491733A (en) * 1992-03-13 1996-02-13 Siemens Power Corporation Nuclear fuel rod assembly apparatus
EP0800180A1 (en) * 1996-04-01 1997-10-08 General Electric Company Fluid separation devices for vent volumes of nuclear fuel bundles
US5875224A (en) * 1997-09-02 1999-02-23 General Electric Company Swirler attachment for a spacer of a nuclear fuel bundle
US6148054A (en) * 1998-11-09 2000-11-14 General Electric Company Removable separation devices for nuclear fuel bundles

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US6205196B1 (en) Boiling water type nuclear reactor core and operation method thereof
JPH07198884A (ja) スペーサ
KR100285032B1 (ko) 핵연료 집합체에 사용되는 저압 강하 스페이서
US5272741A (en) Nuclear fuel assembly
EP0751527B1 (en) BWR fuel assembly having fuel rods with variable fuel rod pitches
US4970048A (en) Mixing grid with fins for nuclear fuel assembly
JPH0351796A (ja) 原子炉燃料集合体
JPH06207995A (ja) 沸騰水型原子炉の炉心
US4820058A (en) Control rod end plug with a stabilizing configuration
US5878100A (en) Fuel assembly for a boiling water reactor
JPH04143694A (ja) 燃料集合体
US5483565A (en) Fuel assembly for a boiling water reactor
US6272197B1 (en) Coolant mixing grid for nuclear fuel assembly
JP2021113769A (ja) 燃料集合体
US6735267B2 (en) Fuel assembly
EP0897581B1 (en) Fuel assembly for a boiling water reactor
JP3126451B2 (ja) 燃料集合体
JP2798926B2 (ja) 沸騰水型原子炉用燃料集合体
JPH05157867A (ja) 燃料集合体
JPH04301591A (ja) 燃料集合体
JP3217511B2 (ja) 原子炉燃料集合体
JPS6110239Y2 (ja)
JPS59203986A (ja) 沸騰水型原子炉の燃料集合体
JP2522501B2 (ja) 燃料集合体
JPS62151785A (ja) 沸騰水型原子炉用燃料集合体