JPH04296692A - 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
- Publication number
- JPH04296692A JPH04296692A JP3084496A JP8449691A JPH04296692A JP H04296692 A JPH04296692 A JP H04296692A JP 3084496 A JP3084496 A JP 3084496A JP 8449691 A JP8449691 A JP 8449691A JP H04296692 A JPH04296692 A JP H04296692A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- water channel
- fuel rods
- short
- fuel assembly
- 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
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 152
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 25
- 238000009835 boiling Methods 0.000 title claims abstract description 17
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 5
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 5
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 3
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims description 2
- 238000003491 array Methods 0.000 claims 1
- UTDLAEPMVCFGRJ-UHFFFAOYSA-N plutonium dihydrate Chemical compound O.O.[Pu] UTDLAEPMVCFGRJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N plutonium(IV) oxide Inorganic materials [O-2].[O-2].[Pu+4] FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 14
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 10
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 10
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 5
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 5
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 5
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 5
- 230000005514 two-phase flow Effects 0.000 description 5
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 description 3
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 2
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 2
- 238000005549 size reduction Methods 0.000 description 2
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 description 2
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000009471 action Effects 0.000 description 1
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 1
- 230000006866 deterioration Effects 0.000 description 1
- 238000011156 evaluation Methods 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 1
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 1
- 230000010355 oscillation Effects 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000011800 void material Substances 0.000 description 1
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
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
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は、水力学的安定性を改善
させ、ドライアウト性能を向上させた沸騰水型原子炉用
燃料集合体に関するものである。
させ、ドライアウト性能を向上させた沸騰水型原子炉用
燃料集合体に関するものである。
【0002】
【従来の技術】最近では、燃料の経済性を向上させるた
め高燃焼度化の要求が高まり燃料濃縮度を高めるととも
に、大口径ウォータチャンネルを用いて熱中性子利用率
を向上させて同一濃縮度の場合でも平均取出燃焼度を増
加させることが検討されている。また、燃料棒を細径化
して多数本の燃料棒を一つのバンド内に組み込み、燃料
棒1本当たりの熱負荷を少なくして高燃焼度化した場合
の燃料棒の熱・機械的健全性を高める工夫がなされてい
る。例えば、燃料棒の配列を現行の8行8列から9行9
列にする燃料集合体はその一例である。
め高燃焼度化の要求が高まり燃料濃縮度を高めるととも
に、大口径ウォータチャンネルを用いて熱中性子利用率
を向上させて同一濃縮度の場合でも平均取出燃焼度を増
加させることが検討されている。また、燃料棒を細径化
して多数本の燃料棒を一つのバンド内に組み込み、燃料
棒1本当たりの熱負荷を少なくして高燃焼度化した場合
の燃料棒の熱・機械的健全性を高める工夫がなされてい
る。例えば、燃料棒の配列を現行の8行8列から9行9
列にする燃料集合体はその一例である。
【0003】また従来より、実用化されている大口径ウ
ォータチャンネルを用いた燃料集合体として、特開昭6
2−118297号公報に示されたものがある。図5は
従来の大口径角型ウォータチャンネル11を用いた9行
9列型燃料集合体の断面図であり、図6は図5に示した
ウォータチャンネル11と燃料棒12を集合体部品とし
て上部タイプレート14およびスペーサ13とともにバ
ンドル形状に保持されている全体の構造を示す模式図で
ある。尚、15はチャンネルボックスであり、図6は集
合体の上部のみ示しており、下部タイプレートを含む下
部の構造は省略している。
ォータチャンネルを用いた燃料集合体として、特開昭6
2−118297号公報に示されたものがある。図5は
従来の大口径角型ウォータチャンネル11を用いた9行
9列型燃料集合体の断面図であり、図6は図5に示した
ウォータチャンネル11と燃料棒12を集合体部品とし
て上部タイプレート14およびスペーサ13とともにバ
ンドル形状に保持されている全体の構造を示す模式図で
ある。尚、15はチャンネルボックスであり、図6は集
合体の上部のみ示しており、下部タイプレートを含む下
部の構造は省略している。
【0004】図5に示すように非沸騰水領域を出来るだ
け大きくとるという目的に従って、中央部分の3行3列
の正方格子配列の燃料棒挿入用セルの全ての桝目を占め
る寸法の正方形断面形状のウォータチャンネル11を用
いるものである。
け大きくとるという目的に従って、中央部分の3行3列
の正方格子配列の燃料棒挿入用セルの全ての桝目を占め
る寸法の正方形断面形状のウォータチャンネル11を用
いるものである。
【0005】図7は図5の燃料棒の外周列A、中間列B
、内周列Cのドライアウト性能を評価した結果をCPR
で示した線図である。ここでCPR(Critical
Power Ratio)は、原子炉運転時の燃料集
合体の出力P(MW)に対し、ある燃料棒がドライアウ
トする出力PC (MW)の比PC /Pとして定義さ
れ、燃料集合体の熱的運転余裕を示す指標である。
、内周列Cのドライアウト性能を評価した結果をCPR
で示した線図である。ここでCPR(Critical
Power Ratio)は、原子炉運転時の燃料集
合体の出力P(MW)に対し、ある燃料棒がドライアウ
トする出力PC (MW)の比PC /Pとして定義さ
れ、燃料集合体の熱的運転余裕を示す指標である。
【0006】図5に示した燃料集合体は非沸騰水領域を
大きくとってはいるが、図7に示したように、外周列A
のCPRが高く、内周列Cと中間列BのCPRが低いこ
とが判る。実際の運転余裕は、最小のCPRで決定され
るため、図5の燃料集合体では内周列と中間列のCPR
の更なる改善を行ない、ドライアウト性能の向上が望ま
れていた。
大きくとってはいるが、図7に示したように、外周列A
のCPRが高く、内周列Cと中間列BのCPRが低いこ
とが判る。実際の運転余裕は、最小のCPRで決定され
るため、図5の燃料集合体では内周列と中間列のCPR
の更なる改善を行ない、ドライアウト性能の向上が望ま
れていた。
【0007】そこで、上述した大口径角型ウォータチャ
ンネルのドライアウト性能の更なる向上を目的として、
ウォータチャンネルの面積を3行3列正方格子の面積に
対して縮小した燃料集合体断面を有する燃料集合体が特
開昭64−91088号公報に開示されている。図8は
縮小した大口径角型ウォータチャンネル21を備えた燃
料集合体の断面図であり、図9は図8の燃料棒の外周列
A、中間列B、内周列Cのドライアウト性能を評価した
結果をCPRで示した線図であり、a,b,cは縮小率
100%、a85,b85,c85は縮小率85%、a
81,b81,c81は縮小率81%を示す。図10は
角型ウォータチャンネル21のサイズ縮小率と平均取出
燃焼度の変化を示す線図である。
ンネルのドライアウト性能の更なる向上を目的として、
ウォータチャンネルの面積を3行3列正方格子の面積に
対して縮小した燃料集合体断面を有する燃料集合体が特
開昭64−91088号公報に開示されている。図8は
縮小した大口径角型ウォータチャンネル21を備えた燃
料集合体の断面図であり、図9は図8の燃料棒の外周列
A、中間列B、内周列Cのドライアウト性能を評価した
結果をCPRで示した線図であり、a,b,cは縮小率
100%、a85,b85,c85は縮小率85%、a
81,b81,c81は縮小率81%を示す。図10は
角型ウォータチャンネル21のサイズ縮小率と平均取出
燃焼度の変化を示す線図である。
【0008】図8に示す例では、面積を3行3列正方格
子の面積に対して95〜75%に縮小した大口径角型ウ
ォータチャンネル21を備えている。尚、25はチャン
ネルボックスである。また、図9に示す通り、この縮小
型ウォータチャンネル21では85%又は81%に縮小
した場合の例のごとく、ドライアウト性能が燃料棒22
ごとに内周列C、中間列B、外周列Aの差が小さくなり
最小のCPRが向上するという効果があることが判る。
子の面積に対して95〜75%に縮小した大口径角型ウ
ォータチャンネル21を備えている。尚、25はチャン
ネルボックスである。また、図9に示す通り、この縮小
型ウォータチャンネル21では85%又は81%に縮小
した場合の例のごとく、ドライアウト性能が燃料棒22
ごとに内周列C、中間列B、外周列Aの差が小さくなり
最小のCPRが向上するという効果があることが判る。
【0009】しかし、図8に示した燃料集合体は、ウォ
ータチャンネル21の面積を最大限にとって非沸騰水領
域の面積を増し、燃料の経済性を高めるという目的に矛
盾するものであった。このことは、前記特開昭64−9
1088号公報から引用した図10で示される平均取出
燃焼度の低下がウォータチャンネルの断面積の縮小によ
って著しくなることから、定量的に評価される。即ち、
平均取出燃焼度の低下を1%以内に留めるためには図1
0から85%以下に縮小できないこと、このとき図9か
らCPRは内周部Cおよび中間部Bで低く、外周部Aで
高いことが完全には解決されないことが判る。
ータチャンネル21の面積を最大限にとって非沸騰水領
域の面積を増し、燃料の経済性を高めるという目的に矛
盾するものであった。このことは、前記特開昭64−9
1088号公報から引用した図10で示される平均取出
燃焼度の低下がウォータチャンネルの断面積の縮小によ
って著しくなることから、定量的に評価される。即ち、
平均取出燃焼度の低下を1%以内に留めるためには図1
0から85%以下に縮小できないこと、このとき図9か
らCPRは内周部Cおよび中間部Bで低く、外周部Aで
高いことが完全には解決されないことが判る。
【0010】一方、燃料棒本数の増加と集合体内部の中
性子減速材の体積増加という二つの特徴を組合せた高燃
焼度化9行9列の型燃料集合体は、冷却材流れに対する
圧損の増加という新たな問題があった。即ち、燃料棒表
面積の増加による摩擦圧損の増加、並びに大口径ウォー
タロッド又はウォータチャンネルに占有される分だけイ
ンチャンネル冷却材流路面積が縮小されて冷却材流速が
増加することに伴う圧損の増加である。
性子減速材の体積増加という二つの特徴を組合せた高燃
焼度化9行9列の型燃料集合体は、冷却材流れに対する
圧損の増加という新たな問題があった。即ち、燃料棒表
面積の増加による摩擦圧損の増加、並びに大口径ウォー
タロッド又はウォータチャンネルに占有される分だけイ
ンチャンネル冷却材流路面積が縮小されて冷却材流速が
増加することに伴う圧損の増加である。
【0011】沸騰水型原子炉では、周知のように冷却材
は水と蒸気の二相流となるため、特に水力学的不安定性
に配慮する必要がある。一般に二相流部は単相流部と比
べて冷却材流速が大きいため、上記の圧損の増加は二相
流部に対して影響が大きく、そのため水力学的不安定性
が助長されることが知られていた。
は水と蒸気の二相流となるため、特に水力学的不安定性
に配慮する必要がある。一般に二相流部は単相流部と比
べて冷却材流速が大きいため、上記の圧損の増加は二相
流部に対して影響が大きく、そのため水力学的不安定性
が助長されることが知られていた。
【0012】このように9行9列燃料集合体では、8行
8列の燃料集合体に比べて高圧損化しているため、チャ
ンネル安定性と炉心安定性が水力学的に悪化するという
不都合を生じる。水力学的不安定性が悪化すると冷却材
の流量が振動し、この振動の振幅が大きくなった最悪の
場合は除熱不足による燃料の破損に至る。更に、流量の
振動は冷却材蒸気体積率(ボイド率)の振動と、それに
よる核反応率の振動による炉心全体、または局所的な中
性子束の振動を引き起こし、遂には原子炉スクラムに至
る。
8列の燃料集合体に比べて高圧損化しているため、チャ
ンネル安定性と炉心安定性が水力学的に悪化するという
不都合を生じる。水力学的不安定性が悪化すると冷却材
の流量が振動し、この振動の振幅が大きくなった最悪の
場合は除熱不足による燃料の破損に至る。更に、流量の
振動は冷却材蒸気体積率(ボイド率)の振動と、それに
よる核反応率の振動による炉心全体、または局所的な中
性子束の振動を引き起こし、遂には原子炉スクラムに至
る。
【0013】従って、沸騰水型原子炉において水力学的
なチャンネル安定性を確保することが重要な課題であっ
た。この問題を解決するものとして、燃料集合体の一部
の燃料棒を通常の全長燃料棒の有効長の2/3程度に短
尺化した短尺燃料棒を用い、有効長上部の二相流圧損を
小さくして、水力学的不安定性を抑制しようとすること
が特開平2−12087号公報で提案された。
なチャンネル安定性を確保することが重要な課題であっ
た。この問題を解決するものとして、燃料集合体の一部
の燃料棒を通常の全長燃料棒の有効長の2/3程度に短
尺化した短尺燃料棒を用い、有効長上部の二相流圧損を
小さくして、水力学的不安定性を抑制しようとすること
が特開平2−12087号公報で提案された。
【0014】図11はこの短尺燃料棒を備えた燃料集合
体の断面図であり、図12は図11に示した短尺燃料棒
と通常の全長燃料棒との比較を示す説明図である。この
場合、複数の短尺燃料棒30を図11に示すように9行
9列に配列した燃料棒32の最外周より数えて第2列(
即ち、中間列B)に配置することが特徴である。これは
比較的に小口径のウォータロッド31を備えた燃料集合
体に用いる場合に有効である。尚図中、35はチャンネ
ルボックスである。
体の断面図であり、図12は図11に示した短尺燃料棒
と通常の全長燃料棒との比較を示す説明図である。この
場合、複数の短尺燃料棒30を図11に示すように9行
9列に配列した燃料棒32の最外周より数えて第2列(
即ち、中間列B)に配置することが特徴である。これは
比較的に小口径のウォータロッド31を備えた燃料集合
体に用いる場合に有効である。尚図中、35はチャンネ
ルボックスである。
【0015】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、図11
に示した短尺燃料棒を大口径角型ウォータチャンネルを
備えた燃料集合体に用いる場合、即ち、図11に示され
るように9行9列の配列の第2列を用いる場合には、ド
ライアウト性能が改善されないばかりでなく、ドライア
ウト性能が低下するという欠点があった。これは従来の
比較的小口径の丸型ウォータロッドと短尺燃料棒を組み
合わせた場合と、大口径角型ウォータチャンネルと短尺
燃料棒を組み合わせた場合のドライアウト性能が熱水力
的に大きく異なるためである。すなわち、大口径ウォー
タチャンネルでは、小口径の丸型ウォータロッドに比べ
、濡れぶち長さが大きく、摩擦抵抗によりウォータチャ
ンネルの近くで冷却材の流量が不足するためである。
に示した短尺燃料棒を大口径角型ウォータチャンネルを
備えた燃料集合体に用いる場合、即ち、図11に示され
るように9行9列の配列の第2列を用いる場合には、ド
ライアウト性能が改善されないばかりでなく、ドライア
ウト性能が低下するという欠点があった。これは従来の
比較的小口径の丸型ウォータロッドと短尺燃料棒を組み
合わせた場合と、大口径角型ウォータチャンネルと短尺
燃料棒を組み合わせた場合のドライアウト性能が熱水力
的に大きく異なるためである。すなわち、大口径ウォー
タチャンネルでは、小口径の丸型ウォータロッドに比べ
、濡れぶち長さが大きく、摩擦抵抗によりウォータチャ
ンネルの近くで冷却材の流量が不足するためである。
【0016】本発明は、大口径の角型ウォータチャンネ
ルを備えた燃料集合体であって、水力学的安定性を改善
させ、ドライアウト性能を向上させた沸騰水型原子炉用
燃料集合体を得ることを目的とする。
ルを備えた燃料集合体であって、水力学的安定性を改善
させ、ドライアウト性能を向上させた沸騰水型原子炉用
燃料集合体を得ることを目的とする。
【0017】
【課題を解決するための手段】本発明に係る沸騰水型原
子炉用燃料集合体では、9行9列の正方格子状配列に燃
料棒をバンドル形状に保持し、該配列の中央部の複数の
燃料棒を一本の角型ウォータチャンネルに置換えた沸騰
水型原子炉用燃料集合体において、前記燃料棒の一部を
該燃料棒に対して短尺化した短尺燃料棒に置換え、前記
短尺燃料棒を前記角型ウォータチャンネルの4辺の中央
に隣接させて配置したものである。
子炉用燃料集合体では、9行9列の正方格子状配列に燃
料棒をバンドル形状に保持し、該配列の中央部の複数の
燃料棒を一本の角型ウォータチャンネルに置換えた沸騰
水型原子炉用燃料集合体において、前記燃料棒の一部を
該燃料棒に対して短尺化した短尺燃料棒に置換え、前記
短尺燃料棒を前記角型ウォータチャンネルの4辺の中央
に隣接させて配置したものである。
【0018】具体的には、前記短尺燃料棒の長さを前記
燃料棒の有効長の約2/3を越えない長さとしたもの、
前記角型ウォータチャンネルの面積を3行3列の正方格
子配列の桝目を占める面積の85%以上の面積としたも
の、前記燃料棒又は短尺燃料棒の核燃料物質として二酸
化ウラン、または二酸化ウランと二酸化プルトニウムと
の混合酸化物としたものを開示するものである。
燃料棒の有効長の約2/3を越えない長さとしたもの、
前記角型ウォータチャンネルの面積を3行3列の正方格
子配列の桝目を占める面積の85%以上の面積としたも
の、前記燃料棒又は短尺燃料棒の核燃料物質として二酸
化ウラン、または二酸化ウランと二酸化プルトニウムと
の混合酸化物としたものを開示するものである。
【0019】
【作用】本発明では、角型ウォータチャンネルを備えた
9行9列の正方格子状配列の燃料棒の一部を該燃料棒に
対して短尺化した短尺燃料棒に置換え、前記短尺燃料棒
を前記角型ウォータチャンネルの4辺の中央に隣接させ
て配置したものであるため、水力学的安定性の改善と共
にドライアウト性能の向上とを図ることができる。
9行9列の正方格子状配列の燃料棒の一部を該燃料棒に
対して短尺化した短尺燃料棒に置換え、前記短尺燃料棒
を前記角型ウォータチャンネルの4辺の中央に隣接させ
て配置したものであるため、水力学的安定性の改善と共
にドライアウト性能の向上とを図ることができる。
【0020】即ち、水力学的安定性の向上をはかるため
の手段として短尺燃料棒を用いる場合には、比較的小口
径の丸型ウォータロッドと短尺燃料棒を組み合わせた場
合と、角型ウォータチャンネルと短尺燃料棒を組み合わ
せた場合のドライアウト性能が熱水力的に大きく異なる
ため、単に角型ウォータチャンネルを備えた9行9列の
正方格子状配列の燃料集合体の9行9列の配列の最外周
から第2列目に配置すると、ドライアウト性能が改善さ
れないということがわかった。即ち、角型ウォータチャ
ンネルでは、小口径の丸型ウォータロッドに比べ、濡れ
ぶち長さが大きく、摩擦抵抗により角型ウォータチャン
ネルの近くで冷却材の流量が不足するためである。
の手段として短尺燃料棒を用いる場合には、比較的小口
径の丸型ウォータロッドと短尺燃料棒を組み合わせた場
合と、角型ウォータチャンネルと短尺燃料棒を組み合わ
せた場合のドライアウト性能が熱水力的に大きく異なる
ため、単に角型ウォータチャンネルを備えた9行9列の
正方格子状配列の燃料集合体の9行9列の配列の最外周
から第2列目に配置すると、ドライアウト性能が改善さ
れないということがわかった。即ち、角型ウォータチャ
ンネルでは、小口径の丸型ウォータロッドに比べ、濡れ
ぶち長さが大きく、摩擦抵抗により角型ウォータチャン
ネルの近くで冷却材の流量が不足するためである。
【0021】そこで本発明では、短尺燃料棒を使用する
ため、有効長上部の二相流圧損を小さくし、水力学的不
安定性を抑制することができる。また更に、短尺燃料棒
の使用の際に問題となるドライアウト性能の低下は、角
型ウォータチャンネルの4辺の中央に隣接させて配置す
ることによって、大きく改善されるものである。
ため、有効長上部の二相流圧損を小さくし、水力学的不
安定性を抑制することができる。また更に、短尺燃料棒
の使用の際に問題となるドライアウト性能の低下は、角
型ウォータチャンネルの4辺の中央に隣接させて配置す
ることによって、大きく改善されるものである。
【0022】尚、短尺燃料棒はCPRの均一化のために
、角型ウォータチャンネルの各辺の中央に隣接させる以
外にも、後述の実施例に示したように、最外周から第2
列目に点在させてもよい。以下、実施例に基づき構成、
作用を説明する。
、角型ウォータチャンネルの各辺の中央に隣接させる以
外にも、後述の実施例に示したように、最外周から第2
列目に点在させてもよい。以下、実施例に基づき構成、
作用を説明する。
【0023】
【実施例】図1は本発明の一実施例の配置を示す燃料集
合体の断面図、図2は本発明の別の実施例の配置を示す
燃料集合体の断面図である。図1は8本の短尺燃料棒4
0を用いる場合、図2は4本の短尺燃料棒40を用いる
場合を示し、いずれも、少なくとも4本の短尺燃料棒4
0がウォータチャンネル41の4辺の各辺の中央部に隣
接している。また、図中のウォータチャンネル41は3
行3列の正方格子配列の面積の85%とした例である。
合体の断面図、図2は本発明の別の実施例の配置を示す
燃料集合体の断面図である。図1は8本の短尺燃料棒4
0を用いる場合、図2は4本の短尺燃料棒40を用いる
場合を示し、いずれも、少なくとも4本の短尺燃料棒4
0がウォータチャンネル41の4辺の各辺の中央部に隣
接している。また、図中のウォータチャンネル41は3
行3列の正方格子配列の面積の85%とした例である。
【0024】本実施例では、短尺燃料棒40の配置によ
る燃料棒ごとのドライアウト性能の均質化がウォータチ
ャンネルを縮小した場合と同様に期待できるのでウォー
タチャンネル41の面積は経済性の低下しない程度に充
分大きくすることが可能である。即ち、85%以上の面
積を確保したウォータチャンネル41を用いることがで
きる。
る燃料棒ごとのドライアウト性能の均質化がウォータチ
ャンネルを縮小した場合と同様に期待できるのでウォー
タチャンネル41の面積は経済性の低下しない程度に充
分大きくすることが可能である。即ち、85%以上の面
積を確保したウォータチャンネル41を用いることがで
きる。
【0025】本発明の基準となる燃料集合体は、前述の
図8に示す72本の全長燃料棒を有する集合体であり燃
料棒直径約11mmとした。尚図中、45はチャンネル
ボックスである。図1又は図2の燃料集合体は、短尺燃
料棒40を8本乃至4本用いるが、その短尺燃料棒40
の長さは全長燃料棒42の有効長の約2/3とした。短
尺燃料棒40の採用により集合体当たりの燃料物質の装
荷量が低下することを補償するため、燃料棒の直径は、
全長燃料棒42および短尺燃料棒40ともに基準の約1
1mmに対し、8本の短尺燃料棒40を用いる場合、約
2%、4本の短尺燃料棒40を用いる場合、約1%、そ
れぞれ大きい直径とした。
図8に示す72本の全長燃料棒を有する集合体であり燃
料棒直径約11mmとした。尚図中、45はチャンネル
ボックスである。図1又は図2の燃料集合体は、短尺燃
料棒40を8本乃至4本用いるが、その短尺燃料棒40
の長さは全長燃料棒42の有効長の約2/3とした。短
尺燃料棒40の採用により集合体当たりの燃料物質の装
荷量が低下することを補償するため、燃料棒の直径は、
全長燃料棒42および短尺燃料棒40ともに基準の約1
1mmに対し、8本の短尺燃料棒40を用いる場合、約
2%、4本の短尺燃料棒40を用いる場合、約1%、そ
れぞれ大きい直径とした。
【0026】本発明の効果について、まずチャンネル安
定性の改良効果を示す。図3は図1及び図2に示した短
尺燃料棒によるチャンネル安定性減幅比の解析値を示す
線図である。図に示す通り、燃料集合体の数764体を
装荷した定格熱出力約3300MWの原子炉において、
原子炉の炉心冷却材流量を約30%としたときのチャン
ネル安定性をホットチャンネルについて解析したもので
ある。ホットチャンネルとは764体の燃料集合体の中
で最大の出力を有する燃料集合体であり、本解析ではピ
ーキング係数1.5を仮定している。
定性の改良効果を示す。図3は図1及び図2に示した短
尺燃料棒によるチャンネル安定性減幅比の解析値を示す
線図である。図に示す通り、燃料集合体の数764体を
装荷した定格熱出力約3300MWの原子炉において、
原子炉の炉心冷却材流量を約30%としたときのチャン
ネル安定性をホットチャンネルについて解析したもので
ある。ホットチャンネルとは764体の燃料集合体の中
で最大の出力を有する燃料集合体であり、本解析ではピ
ーキング係数1.5を仮定している。
【0027】尚、図3の減幅比は、チャンネル安定性を
示す指標であり、振動の振幅の減衰の程度を表し、減幅
比1.0以上で不安定となる。短尺燃料棒を用いる本発
明の燃料棒集合体のチャンネル安定性の限界の出力、す
なわち図3において、減幅比1.0となる原子炉熱出力
は8本の短尺燃料棒を用いる場合、約60%、4本の短
尺燃料棒を用いる場合、約55%となり基準の約53%
に対し、それぞれ7%および2%改善される。
示す指標であり、振動の振幅の減衰の程度を表し、減幅
比1.0以上で不安定となる。短尺燃料棒を用いる本発
明の燃料棒集合体のチャンネル安定性の限界の出力、す
なわち図3において、減幅比1.0となる原子炉熱出力
は8本の短尺燃料棒を用いる場合、約60%、4本の短
尺燃料棒を用いる場合、約55%となり基準の約53%
に対し、それぞれ7%および2%改善される。
【0028】次に短尺燃料棒の集合体配置に係るドライ
アウト性能の改良効果を示す。図4は図1及び図2の燃
料棒の外周列A、中間列B、内周列Cのドライアウト性
能を評価した結果をCPRで示した線図である。図4に
おいてa,b,cは従来の燃料集合体においてウォータ
チャンネルを縮小しない場合の燃料棒のドライアウト性
能をCPRて示し、Aは外周列燃料棒、Bは中間列燃料
棒、Cは内周列燃料棒のCPRである。これは前述の図
7又は図9と同様に示す。
アウト性能の改良効果を示す。図4は図1及び図2の燃
料棒の外周列A、中間列B、内周列Cのドライアウト性
能を評価した結果をCPRで示した線図である。図4に
おいてa,b,cは従来の燃料集合体においてウォータ
チャンネルを縮小しない場合の燃料棒のドライアウト性
能をCPRて示し、Aは外周列燃料棒、Bは中間列燃料
棒、Cは内周列燃料棒のCPRである。これは前述の図
7又は図9と同様に示す。
【0029】これに対し、8本の短尺燃料棒を用いる場
合のa’,b’,C’、4本を用いる場合のa”,b”
,c”でそれぞれの燃料棒のCPRを示す。この解析に
よって、従来のウォータチャンネルを縮小した場合のC
PRを示す図9と同様に、中間列と内周列の燃料棒のC
PRが向上し、集合体全体としてのCPRの最小値が改
善されることが判る。なお、従来の図11のような短尺
燃料棒の配置、すなわち中間列に限定して配置する場合
、外周列のCPRが著しく低下してドライアウト性能が
悪化することも判った。
合のa’,b’,C’、4本を用いる場合のa”,b”
,c”でそれぞれの燃料棒のCPRを示す。この解析に
よって、従来のウォータチャンネルを縮小した場合のC
PRを示す図9と同様に、中間列と内周列の燃料棒のC
PRが向上し、集合体全体としてのCPRの最小値が改
善されることが判る。なお、従来の図11のような短尺
燃料棒の配置、すなわち中間列に限定して配置する場合
、外周列のCPRが著しく低下してドライアウト性能が
悪化することも判った。
【0030】以上を要約すると本発明の短尺燃料棒の配
置によりウォータチャンネルを縮小することなく、チャ
ンネル安定性とドライアウト性能が改善された沸騰水型
原子炉用燃料集合体を提供することができる。
置によりウォータチャンネルを縮小することなく、チャ
ンネル安定性とドライアウト性能が改善された沸騰水型
原子炉用燃料集合体を提供することができる。
【0031】
【発明の効果】以上説明したように、角型ウォータチャ
ンネルを備えた9行9列の正方格子状配列の燃料棒の一
部を該燃料棒に対して短尺化した短尺燃料棒に置換え、
前記短尺燃料棒を前記角型ウォータチャンネルの4辺の
中央に隣接させて配置したものであるため、水力学的安
定性の改善と共にドライアウト性能の向上とを図ること
ができ、従来の沸騰水型原子炉用燃料集合体にくらべて
、大口径の角型ウォータチャンネルの特徴を最大限に生
かして経済性の高い、かつ安定性およびドライアウト性
能に係る運転余裕、従って安全性の高い燃料集合体を提
供することができる。
ンネルを備えた9行9列の正方格子状配列の燃料棒の一
部を該燃料棒に対して短尺化した短尺燃料棒に置換え、
前記短尺燃料棒を前記角型ウォータチャンネルの4辺の
中央に隣接させて配置したものであるため、水力学的安
定性の改善と共にドライアウト性能の向上とを図ること
ができ、従来の沸騰水型原子炉用燃料集合体にくらべて
、大口径の角型ウォータチャンネルの特徴を最大限に生
かして経済性の高い、かつ安定性およびドライアウト性
能に係る運転余裕、従って安全性の高い燃料集合体を提
供することができる。
【図1】本発明の一実施例の配置を示す燃料集合体の断
面図である。
面図である。
【図2】本発明の別の実施例の配置を示す燃料集合体の
断面図である。
断面図である。
【図3】図1及び図2に示した短尺燃料棒によるチャン
ネル安定性減幅比の解析値を示す線図である。
ネル安定性減幅比の解析値を示す線図である。
【図4】図1及び図2に示した燃料集合体のドライアウ
ト性能を示す線図である。
ト性能を示す線図である。
【図5】従来の大口径角型ウォータチャンネルを備えた
燃料集合体の断面図である。
燃料集合体の断面図である。
【図6】図5の全体の構造を示す模式図である。
【図7】図5に示した燃料集合体のドライアウト性能を
示す線図である。
示す線図である。
【図8】従来の縮小した大口径角型ウォータチャンネル
を備えた燃料集合体の断面図である。
を備えた燃料集合体の断面図である。
【図9】図8に示した種々の縮小率の角型ウォータチャ
ンネルを備えた燃料集合体のドライアウト性能を示す線
図である。
ンネルを備えた燃料集合体のドライアウト性能を示す線
図である。
【図10】大口径角型ウォータチャンネルのサイズ縮小
率と平均取出燃焼度の変化を示す線図である。
率と平均取出燃焼度の変化を示す線図である。
【図11】従来の短尺燃料棒を備えた燃料集合体の断面
図である。
図である。
【図12】図11に示した短尺燃料棒と通常の燃料棒と
の比較を示す説明図である。
の比較を示す説明図である。
11,21,41…ウォータチャンネル12,22,3
2,42…全長燃料棒 13…スペーサ 14…タイプレート 15,25,35,45…チャンネルボックス30,4
0…短尺燃料棒 31…ウォータロッド
2,42…全長燃料棒 13…スペーサ 14…タイプレート 15,25,35,45…チャンネルボックス30,4
0…短尺燃料棒 31…ウォータロッド
Claims (4)
- 【請求項1】 9行9列の正方格子状配列に燃料棒を
バンドル形状に保持し、該配列の中央部の複数の燃料棒
を一本の角型ウォータチャンネルに置換えた沸騰水型原
子炉用燃料集合体において、前記燃料棒の一部を該燃料
棒に対して短尺化した短尺燃料棒に置換え、前記短尺燃
料棒を前記角型ウォータチャンネルの4辺の中央に隣接
させて配置したことを特徴とする沸騰水型原子炉用燃料
集合体。 - 【請求項2】 前記短尺燃料棒の長さを前記燃料棒の
有効長の約2/3を越えない長さとしたことを特徴とす
る請求項1に記載の沸騰水型原子炉用燃料集合体。 - 【請求項3】 前記角型ウォータチャンネルの面積を
3行3列の正方格子配列の桝目を占める面積の85%以
上の面積とした請求項1又は2の何れかに記載の沸騰水
型原子炉用燃料集合体。 - 【請求項4】 前記燃料棒又は短尺燃料棒の核燃料物
質として二酸化ウラン、または二酸化ウランと二酸化プ
ルトニウムとの混合酸化物としたことを特徴とする請求
項1〜3の何れかに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 |
---|---|---|---|
JP3084496A JPH04296692A (ja) | 1991-03-26 | 1991-03-26 | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP3084496A JPH04296692A (ja) | 1991-03-26 | 1991-03-26 | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH04296692A true JPH04296692A (ja) | 1992-10-21 |
Family
ID=13832256
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP3084496A Pending JPH04296692A (ja) | 1991-03-26 | 1991-03-26 | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH04296692A (ja) |
Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH01227097A (ja) * | 1988-03-08 | 1989-09-11 | Nippon Atom Ind Group Co Ltd | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
JPH0212087A (ja) * | 1988-04-04 | 1990-01-17 | General Electric Co <Ge> | 沸騰水型原子炉に配置する燃料バンドル集合体 |
-
1991
- 1991-03-26 JP JP3084496A patent/JPH04296692A/ja active Pending
Patent Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH01227097A (ja) * | 1988-03-08 | 1989-09-11 | Nippon Atom Ind Group Co Ltd | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
JPH0212087A (ja) * | 1988-04-04 | 1990-01-17 | General Electric Co <Ge> | 沸騰水型原子炉に配置する燃料バンドル集合体 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP0419228B1 (en) | Nuclear fuel assembly and nuclear reactor core containing said assembly | |
US6141396A (en) | Initial loading core | |
US6885722B2 (en) | Fuel assembly | |
JP3105933B2 (ja) | 燃料集合体 | |
US6335956B1 (en) | Fuel assembly | |
JPH04296692A (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 | |
JP2626841B2 (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 | |
JPS62194494A (ja) | 燃料集合体 | |
JP3262022B2 (ja) | 燃料集合体 | |
JPH04301591A (ja) | 燃料集合体 | |
JP3036129B2 (ja) | 燃料集合体 | |
JP2626841C (ja) | ||
US4562034A (en) | Fast breeder | |
JP3262612B2 (ja) | 燃料集合体及び炉心 | |
JP2965317B2 (ja) | 燃料集合体 | |
JP3894784B2 (ja) | 沸騰水型原子炉の燃料装荷方法 | |
JP2958856B2 (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 | |
JP3063247B2 (ja) | 燃料集合体 | |
JP2003262692A (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体及び該燃料集合体内の燃料棒配置の決定法 | |
JPH01250788A (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 | |
JPH04294294A (ja) | 原子炉炉心 | |
JP3012687B2 (ja) | 燃料集合体 | |
JP3212744B2 (ja) | 燃料集合体 | |
JP2002048886A (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 | |
JPH10260281A (ja) | 燃料集合体および燃料棒スペーサ |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A02 | Decision of refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02 Effective date: 19970204 |