JPH05215878A - 沸騰水型原子炉の燃料束 - Google Patents
沸騰水型原子炉の燃料束Info
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- JPH05215878A JPH05215878A JP4280387A JP28038792A JPH05215878A JP H05215878 A JPH05215878 A JP H05215878A JP 4280387 A JP4280387 A JP 4280387A JP 28038792 A JP28038792 A JP 28038792A JP H05215878 A JPH05215878 A JP H05215878A
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/322—Means to influence the coolant flow through or around the bundles
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- 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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- Engineering & Computer Science (AREA)
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- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】 個々の燃料棒の近傍における中性子スペクト
ルをより大きく類似させて燃料束内により均一な（フラ
ットな）パワー分布を形成するために従来とは異なる設
計の燃料束を提供する。 【構成】 燃料束は直立の垂直な燃料棒Ｆのマトリック
ス状配列、マトリックス状配列の燃料棒を支持すると共
に、液体減速兼冷却材（好ましくは軽水）の流入を可能
とする下側タイプレート５４、マトリックス状配列の垂
直な燃料棒をまっすぐに保持すると共に、液体および気
体減速兼冷却材（水および蒸気）の流出を可能とする上
側タイプレート５６、およびタイプレートの間に流路を
画成するようにタイプレート間に延在するチャンネル５
０を有する燃料束において、燃料棒の配列内に均一に分
散配置されたマトリックス状配列の水棒Ｗを設ける。
ルをより大きく類似させて燃料束内により均一な（フラ
ットな）パワー分布を形成するために従来とは異なる設
計の燃料束を提供する。 【構成】 燃料束は直立の垂直な燃料棒Ｆのマトリック
ス状配列、マトリックス状配列の燃料棒を支持すると共
に、液体減速兼冷却材（好ましくは軽水）の流入を可能
とする下側タイプレート５４、マトリックス状配列の垂
直な燃料棒をまっすぐに保持すると共に、液体および気
体減速兼冷却材（水および蒸気）の流出を可能とする上
側タイプレート５６、およびタイプレートの間に流路を
画成するようにタイプレート間に延在するチャンネル５
０を有する燃料束において、燃料棒の配列内に均一に分
散配置されたマトリックス状配列の水棒Ｗを設ける。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、高パワー密度を有する
沸騰水型原子炉に関する。更に詳しくは、マトリックス
状配列の燃料棒と均一な配列で燃料棒の隙間に設けられ
た対応するマトリックス状配列の水棒とを有する燃料束
（燃料集合体）構造を開示する。好適実施例において
は、マトリックス状配列の水棒はマトリックス状配列の
燃料棒よりも数が少なく、水棒の直径は燃料棒の直径よ
りも小さい。
沸騰水型原子炉に関する。更に詳しくは、マトリックス
状配列の燃料棒と均一な配列で燃料棒の隙間に設けられ
た対応するマトリックス状配列の水棒とを有する燃料束
（燃料集合体）構造を開示する。好適実施例において
は、マトリックス状配列の水棒はマトリックス状配列の
燃料棒よりも数が少なく、水棒の直径は燃料棒の直径よ
りも小さい。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子炉のパワー密度は、主にそ
の最初の設計の結果として、従来５６キロワット（Ｋ
ｗ）／リットル以下に制限されている。これらの設計で
は熱的制限および安定性のためにこれらの原子炉のパワ
ー出力を制限している。熱的制限には最大線形熱発生率
および最小臨界パワー比がある。
の最初の設計の結果として、従来５６キロワット（Ｋ
ｗ）／リットル以下に制限されている。これらの設計で
は熱的制限および安定性のためにこれらの原子炉のパワ
ー出力を制限している。熱的制限には最大線形熱発生率
および最小臨界パワー比がある。
【０００３】最大線形熱発生率（ＭＬＨＧＲ）は直線状
の１フィート（ｆｔ）の燃料棒による最大熱出力量であ
る。沸騰水型原子炉での通常のＭＬＨＧＲは、１２．１
ないし１４．４Ｋｗ／ｆｔの範囲であり、メートル法で
は、４０ないし４７Ｋｗ／ｍの範囲である。簡単に説明
すると、ＭＬＨＧＲは燃料ペレットのスウェリングによ
る燃料棒のクラッディングとの機械的干渉により制限さ
れる。燃料棒に損傷が生じないように燃料束内の個々の
どの燃料棒もＭＬＧＨＲを超えてはならない。個々の棒
は燃料束内において損なわれることが許されないので、
全体の束は所与の燃料棒位置において最大線形熱発生率
を維持するようにその性能が制限される。原子炉の炉心
の一部を構成している特定の束の出力がこのように制限
されると、全体の炉心も同様に制限されることが理解さ
れよう。
の１フィート（ｆｔ）の燃料棒による最大熱出力量であ
る。沸騰水型原子炉での通常のＭＬＨＧＲは、１２．１
ないし１４．４Ｋｗ／ｆｔの範囲であり、メートル法で
は、４０ないし４７Ｋｗ／ｍの範囲である。簡単に説明
すると、ＭＬＨＧＲは燃料ペレットのスウェリングによ
る燃料棒のクラッディングとの機械的干渉により制限さ
れる。燃料棒に損傷が生じないように燃料束内の個々の
どの燃料棒もＭＬＧＨＲを超えてはならない。個々の棒
は燃料束内において損なわれることが許されないので、
全体の束は所与の燃料棒位置において最大線形熱発生率
を維持するようにその性能が制限される。原子炉の炉心
の一部を構成している特定の束の出力がこのように制限
されると、全体の炉心も同様に制限されることが理解さ
れよう。
【０００４】最小臨界パワー比（ＭＣＰＲ）はある点が
核沸騰から膜沸騰に遷移する燃料束パワーレベルと燃料
束のそのときの出力との比である。この比は個々の燃料
束内のどこでも１の数値より小さいことは許されない。
この制限を燃料束内のいずれかの位置において超えた場
合には、燃料棒のクラッディングの温度が燃料棒の内部
から燃料棒の外部への熱流路における抵抗の増大により
迅速に増大する。これにより特定の燃料棒クラッディン
グの故障が生じるおそれがある。
核沸騰から膜沸騰に遷移する燃料束パワーレベルと燃料
束のそのときの出力との比である。この比は個々の燃料
束内のどこでも１の数値より小さいことは許されない。
この制限を燃料束内のいずれかの位置において超えた場
合には、燃料棒のクラッディングの温度が燃料棒の内部
から燃料棒の外部への熱流路における抵抗の増大により
迅速に増大する。これにより特定の燃料棒クラッディン
グの故障が生じるおそれがある。
【０００５】比の概念は燃料束内に臨界パワーの限界を
設定するのに利用される。この比は動作状態、すなわち
正常な動作状態および予想される異常な動作状態または
「過渡的な状態」が原子炉内の密封された燃料棒に対し
て損傷を与える危険をおかすことなく生じる限界に維持
される。既に設計されている原子炉においては、これら
の熱的制限は最初の設計によって大部分設定されてい
る。しかしながら、新しく製造する原子炉のパワー出力
密度を増大する要求がある。
設定するのに利用される。この比は動作状態、すなわち
正常な動作状態および予想される異常な動作状態または
「過渡的な状態」が原子炉内の密封された燃料棒に対し
て損傷を与える危険をおかすことなく生じる限界に維持
される。既に設計されている原子炉においては、これら
の熱的制限は最初の設計によって大部分設定されてい
る。しかしながら、新しく製造する原子炉のパワー出力
密度を増大する要求がある。
【０００６】従って、パワー出力密度に関連する要因に
ついて簡単に説明する。特に中性子密度および関連する
パワー出力に多くの異なる分布を用いている従来の燃料
設計について簡単に説明する。その後、新しい原子炉の
設計について説明する。パワー密度の増大に関連する要
因について考えると、既存の製造設備で容器を製造する
ために鍛造を使用し続けたいとしても、容器の大きさは
直径が約７メートルに制限されている。現在の市場の実
状において既存の大きさについての制限を超えて容器の
製造設備を拡大するには抵抗がある。従って、各原子炉
容器は実際にはその直径に制限されている。従って、こ
れはＢＷＲの炉心内における燃料束の数を制限すること
を必要としている。
ついて簡単に説明する。特に中性子密度および関連する
パワー出力に多くの異なる分布を用いている従来の燃料
設計について簡単に説明する。その後、新しい原子炉の
設計について説明する。パワー密度の増大に関連する要
因について考えると、既存の製造設備で容器を製造する
ために鍛造を使用し続けたいとしても、容器の大きさは
直径が約７メートルに制限されている。現在の市場の実
状において既存の大きさについての制限を超えて容器の
製造設備を拡大するには抵抗がある。従って、各原子炉
容器は実際にはその直径に制限されている。従って、こ
れはＢＷＲの炉心内における燃料束の数を制限すること
を必要としている。
【０００７】また、燃料棒の長さが長くなるに従って、
熱マージンおよび安定性が重要になるので、燃料棒の束
の実際の燃料の長さを設定するのにも制限がある。燃料
束が長くなればなるほど、かなりの入口冷却材の流れが
追加されない場合には遷移沸騰の可能性が大きくなる。
しかしながら、これは長さおよび入口流量の増加に伴な
って燃料束での圧力降下が高くなることによって悪化す
る。更に、あるパワー率において安定性の点で棒が短く
維持されることを必要としている。沸騰の長さがあまり
にも長く、２相圧力降下があまりにも高い場合には、熱
水力学的不安定性および熱水力学的核不安定性が発生す
る。実際上、有効な燃料の長さは約１２．５フィート、
すなわち３．８１ｍに制限されている。
熱マージンおよび安定性が重要になるので、燃料棒の束
の実際の燃料の長さを設定するのにも制限がある。燃料
束が長くなればなるほど、かなりの入口冷却材の流れが
追加されない場合には遷移沸騰の可能性が大きくなる。
しかしながら、これは長さおよび入口流量の増加に伴な
って燃料束での圧力降下が高くなることによって悪化す
る。更に、あるパワー率において安定性の点で棒が短く
維持されることを必要としている。沸騰の長さがあまり
にも長く、２相圧力降下があまりにも高い場合には、熱
水力学的不安定性および熱水力学的核不安定性が発生す
る。実際上、有効な燃料の長さは約１２．５フィート、
すなわち３．８１ｍに制限されている。
【０００８】容器の直径および燃料棒の長さの両方が実
際上制限されていることを一度理解すると、所与の原子
炉容器内において利用できる全容積が限界に近づくこと
が明らかになる。従って、原子炉に対する実際の容積の
限界は約１００，０００リットルである。原子炉を建設
するとき、設置されるプラントのパワー出力に関係なく
固定された一定の多大の費用がかかる。設置されるプラ
ントが高いパワー密度を有することができる場合には、
これらの固定された一定の費用は実質的により有効にな
る。
際上制限されていることを一度理解すると、所与の原子
炉容器内において利用できる全容積が限界に近づくこと
が明らかになる。従って、原子炉に対する実際の容積の
限界は約１００，０００リットルである。原子炉を建設
するとき、設置されるプラントのパワー出力に関係なく
固定された一定の多大の費用がかかる。設置されるプラ
ントが高いパワー密度を有することができる場合には、
これらの固定された一定の費用は実質的により有効にな
る。
【０００９】従って、原子炉の資本費を低減するように
高いパワー密度を達成する可能性を有した新規な燃料設
計法に対する要望がある。これは原子炉のパワー出力を
高くすることを可能にする。強制循環沸騰水型原子炉は
高いパワー密度要求を達成することができる１つの原子
炉である。簡単に説明すると、このような原子炉は、冷
却材を内部の経路に沿って強制的に流れさせることによ
って原子力プラントにおいてより多くパワーを集中する
ことができる。
高いパワー密度を達成する可能性を有した新規な燃料設
計法に対する要望がある。これは原子炉のパワー出力を
高くすることを可能にする。強制循環沸騰水型原子炉は
高いパワー密度要求を達成することができる１つの原子
炉である。簡単に説明すると、このような原子炉は、冷
却材を内部の経路に沿って強制的に流れさせることによ
って原子力プラントにおいてより多くパワーを集中する
ことができる。
【００１０】沸騰水型原子炉の従来の燃料の設計は下側
タイプレート上に支持され、かつ上側タイプレートによ
って垂直に維持されている垂直方向にまっすぐ直立して
いる燃料棒のグループよりなる個別の燃料束を有してい
る。チャンネルが垂直方向にまっすぐ直立した燃料棒を
タイプレートの間に取り囲み、タイプレートの間の流体
の流れを原子炉の残りの部分から分離している。とりわ
け、この構成は燃料束の性能を燃料束だけで予測するこ
とができる。
タイプレート上に支持され、かつ上側タイプレートによ
って垂直に維持されている垂直方向にまっすぐ直立して
いる燃料棒のグループよりなる個別の燃料束を有してい
る。チャンネルが垂直方向にまっすぐ直立した燃料棒を
タイプレートの間に取り囲み、タイプレートの間の流体
の流れを原子炉の残りの部分から分離している。とりわ
け、この構成は燃料束の性能を燃料束だけで予測するこ
とができる。
【００１１】最近の燃料束の設計における主な関心事は
核効率の改良である。詳しくは、燃料束は、典型的には
中性子吸収材料の炉心への導入を最小にしながら燃料棒
パワーレベルを均一にするように努力することによって
核分裂を起こす核燃料から最大エネルギを引き出すよう
に設計される。しかしながら、多くの実際的な理由のた
めに、沸騰水型原子炉に利用されている最近の燃料束は
均一でなく、燃料束内の個々の燃料棒に異なるパワー出
力を持たせている。例えば、燃料束チャンネルは燃料束
の外側の、動作中は水で満たされるいわゆる炉心バイパ
ス領域によって取り囲まれている。動作停止のために、
該領域内に制御棒ブレードが挿入される。更に、局部的
および全体的パワーレベルを測定するために炉心内の中
性子およびガンマ線束を測定する計器が水を満たしたバ
イパス領域内に設けられる。
核効率の改良である。詳しくは、燃料束は、典型的には
中性子吸収材料の炉心への導入を最小にしながら燃料棒
パワーレベルを均一にするように努力することによって
核分裂を起こす核燃料から最大エネルギを引き出すよう
に設計される。しかしながら、多くの実際的な理由のた
めに、沸騰水型原子炉に利用されている最近の燃料束は
均一でなく、燃料束内の個々の燃料棒に異なるパワー出
力を持たせている。例えば、燃料束チャンネルは燃料束
の外側の、動作中は水で満たされるいわゆる炉心バイパ
ス領域によって取り囲まれている。動作停止のために、
該領域内に制御棒ブレードが挿入される。更に、局部的
および全体的パワーレベルを測定するために炉心内の中
性子およびガンマ線束を測定する計器が水を満たしたバ
イパス領域内に設けられる。
【００１２】この結果、チャンネルに隣接している燃料
棒はバイパス水内の中性子の減速（この減速は束の内側
の蒸気／水の混合によって行われる減速よりも大きい）
により一層高密度の熱中性子束を受けて動作し、より多
くのパワーを発生する。この不釣合いを避けるため、燃
料の濃縮度をこれらの種々の速いおよび遅い中性子束密
度に応じて変えると共に、最大のエネルギを引き出すと
いう目的を考慮しながら必要な高速中性子の減速を付加
的に行うように水棒を選択した内部の位置の燃料棒と置
換する。
棒はバイパス水内の中性子の減速（この減速は束の内側
の蒸気／水の混合によって行われる減速よりも大きい）
により一層高密度の熱中性子束を受けて動作し、より多
くのパワーを発生する。この不釣合いを避けるため、燃
料の濃縮度をこれらの種々の速いおよび遅い中性子束密
度に応じて変えると共に、最大のエネルギを引き出すと
いう目的を考慮しながら必要な高速中性子の減速を付加
的に行うように水棒を選択した内部の位置の燃料棒と置
換する。
【００１３】少なくともこれらの理由のために、燃料束
は個々に分離され、従って予想し得るように分離される
が、最近の燃料束内の個々の燃料棒はパワー出力が互い
に同じではない。所与の燃料束内における燃料棒が同質
でない場合、これは実際上燃料束の一部分が熱限界に達
する前に燃料束の他の部分が燃料限界に達することを意
味している。本技術分野に専門知識を有する者には、燃
料束内のどこにおいてでも熱限界に一度達すると、その
同じ燃料束の他の部分ならびにおそらく原子炉の炉心内
の他の燃料束が局部的な熱限界を超えないパワー出力に
制限されるということが理解されよう。
は個々に分離され、従って予想し得るように分離される
が、最近の燃料束内の個々の燃料棒はパワー出力が互い
に同じではない。所与の燃料束内における燃料棒が同質
でない場合、これは実際上燃料束の一部分が熱限界に達
する前に燃料束の他の部分が燃料限界に達することを意
味している。本技術分野に専門知識を有する者には、燃
料束内のどこにおいてでも熱限界に一度達すると、その
同じ燃料束の他の部分ならびにおそらく原子炉の炉心内
の他の燃料束が局部的な熱限界を超えないパワー出力に
制限されるということが理解されよう。
【００１４】最近の燃料設計の関心事は核効率である
が、新規な原子力プラントの設計に適したパワー密度を
企図している場合には、低いパワー密度にする方が一般
に有利であるエネルギ利用および燃料サイクル費用に影
響する核効率と、規模の節約の点で高いパワー密度にす
る方が有利であるプラント建設時の固定したプラント資
本費とのかねあいがとられる。高いパワー密度のプラン
トの場合には、燃料束を設計する際の従来の設計上の制
約は無視される。これは事実であるので、これらの従来
の設計上の制約は本発明によるものにも適用されうるこ
とを理解されたい。したがって、燃料のサイクル費用が
実際上プラントの資本費に対して二次的であり、従来の
ように核効率を考慮すべきという点は以下説明する本発
明にもあてはまる。
が、新規な原子力プラントの設計に適したパワー密度を
企図している場合には、低いパワー密度にする方が一般
に有利であるエネルギ利用および燃料サイクル費用に影
響する核効率と、規模の節約の点で高いパワー密度にす
る方が有利であるプラント建設時の固定したプラント資
本費とのかねあいがとられる。高いパワー密度のプラン
トの場合には、燃料束を設計する際の従来の設計上の制
約は無視される。これは事実であるので、これらの従来
の設計上の制約は本発明によるものにも適用されうるこ
とを理解されたい。したがって、燃料のサイクル費用が
実際上プラントの資本費に対して二次的であり、従来の
ように核効率を考慮すべきという点は以下説明する本発
明にもあてはまる。
【００１５】
【発明の概要】四角の断面および標準の垂直寸法を持つ
燃料束に関するもので、本発明による燃料束はマトリッ
クス状配列の直立した垂直の燃料棒と、このマトリック
ス状配列の垂直な燃料棒を支持すると共に、液体減速兼
冷却材（好ましくは軽水）の流入を可能にする下側タイ
プレートと、マトリックス状配列の垂直燃料棒をまっす
ぐに保持すると共に、液体および気体の減速兼冷却材
（水および蒸気）の流出を可能にする上側タイプレート
との通常の組合せを含む。また燃料束の周りにタイプレ
ートの間において流路を画成するようにタイプレート間
に延在する従来のおよび好ましくは四角断面のチャンネ
ルが利用される。本発明の新規な特徴は、燃料棒の間に
位置決めされた対応するマトリックス状配列の水棒（液
相水流を有する円筒形の棒）を導入したことである。こ
れは一組の燃料棒を大きな中央の水棒と入れ換える従来
の方法とは全く異なるものである。本発明によるマトリ
ックス状配列の水棒の各々は好ましくは隣接する燃料棒
よりも直径を小さくし、マトリックス状配列の燃料棒の
中に均一に間隔をあけて分散配置される。この構造は個
々の燃料棒の近傍における中性子スペクトルがより類似
する結果として燃料束内により均一な（すなわちフラッ
トな）パワー分布が生じる。これは従来の燃料設計に比
較してＭＬＧＨＲおよびＭＣＰＲに対する設計マージン
を増大する。この設計マージンはより高い炉心パワー密
度の達成を可能にするように処理される。また、この設
計の結果、負のボイド係数が小さくなり、炉心の安定性
が改良される。
燃料束に関するもので、本発明による燃料束はマトリッ
クス状配列の直立した垂直の燃料棒と、このマトリック
ス状配列の垂直な燃料棒を支持すると共に、液体減速兼
冷却材（好ましくは軽水）の流入を可能にする下側タイ
プレートと、マトリックス状配列の垂直燃料棒をまっす
ぐに保持すると共に、液体および気体の減速兼冷却材
（水および蒸気）の流出を可能にする上側タイプレート
との通常の組合せを含む。また燃料束の周りにタイプレ
ートの間において流路を画成するようにタイプレート間
に延在する従来のおよび好ましくは四角断面のチャンネ
ルが利用される。本発明の新規な特徴は、燃料棒の間に
位置決めされた対応するマトリックス状配列の水棒（液
相水流を有する円筒形の棒）を導入したことである。こ
れは一組の燃料棒を大きな中央の水棒と入れ換える従来
の方法とは全く異なるものである。本発明によるマトリ
ックス状配列の水棒の各々は好ましくは隣接する燃料棒
よりも直径を小さくし、マトリックス状配列の燃料棒の
中に均一に間隔をあけて分散配置される。この構造は個
々の燃料棒の近傍における中性子スペクトルがより類似
する結果として燃料束内により均一な（すなわちフラッ
トな）パワー分布が生じる。これは従来の燃料設計に比
較してＭＬＧＨＲおよびＭＣＰＲに対する設計マージン
を増大する。この設計マージンはより高い炉心パワー密
度の達成を可能にするように処理される。また、この設
計の結果、負のボイド係数が小さくなり、炉心の安定性
が改良される。
【００１６】
【実施例の記載】図１を参照すると、強制循環沸騰水型
原子炉の原子炉容器Ｖが一部破断して示されている。原
子炉は炉心Ｃおよびその下側にプレナムＰを有してい
る。プレナムＰを通って延出している複数の制御棒Ｒが
核分裂反応における炉心Ｃの反応出力を制御するように
選択的に貫入している。容器Ｖは炉心Ｃを通って蒸気分
離器Ｓおよび蒸気乾燥器Ｄに入る上方への流れを含む循
環流路を有している。分離器Ｓで分離された液体は炉心
と容器の外壁との間を矢印１４の方向に下方に通過し
て、プレナムＰに入る。プレナムＰにおいて、水は再び
炉心を通過して上方に循環する。
原子炉の原子炉容器Ｖが一部破断して示されている。原
子炉は炉心Ｃおよびその下側にプレナムＰを有してい
る。プレナムＰを通って延出している複数の制御棒Ｒが
核分裂反応における炉心Ｃの反応出力を制御するように
選択的に貫入している。容器Ｖは炉心Ｃを通って蒸気分
離器Ｓおよび蒸気乾燥器Ｄに入る上方への流れを含む循
環流路を有している。分離器Ｓで分離された液体は炉心
と容器の外壁との間を矢印１４の方向に下方に通過し
て、プレナムＰに入る。プレナムＰにおいて、水は再び
炉心を通過して上方に循環する。
【００１７】この原子炉はポンプ１６−１９を有してい
る強制循環原子炉であり、ポンプの各々は炉心の側部に
沿って水を下方に引き込んで、プレナムＰに入れるプロ
ペラ２０を有している。プレナムＰにおいて、解放され
た水は炉心を通って上方に通過し、ここに記載された流
路でエンドレスな循環サイクルを繰り返す。典型的に
は、給水が入口２２から入れられ、散水器２４を通して
分配される。同様に、エネルギ取り出し用の蒸気は出口
２６から放出され、エネルギの取り出しは通常のタービ
ンおよび復水器（図示せず）で行われる。復水器からの
放出は給水補給装置（図示せず）へ行われ、原子炉の入
口２２に戻る。
る強制循環原子炉であり、ポンプの各々は炉心の側部に
沿って水を下方に引き込んで、プレナムＰに入れるプロ
ペラ２０を有している。プレナムＰにおいて、解放され
た水は炉心を通って上方に通過し、ここに記載された流
路でエンドレスな循環サイクルを繰り返す。典型的に
は、給水が入口２２から入れられ、散水器２４を通して
分配される。同様に、エネルギ取り出し用の蒸気は出口
２６から放出され、エネルギの取り出しは通常のタービ
ンおよび復水器（図示せず）で行われる。復水器からの
放出は給水補給装置（図示せず）へ行われ、原子炉の入
口２２に戻る。
【００１８】炉心の底は炉心プレート３０として知られ
ている境界を有している。炉心プレート３０は底、すな
わち炉心Ｃへの入口における流体境界を形成している。
この境界は更に図２を参照することにより理解される。
図２を参照すると、炉心Ｃの一部である燃料束Ｂが図示
されている。燃料束Ｂはそれぞれのタイプレートの間に
下側タイプレート５４および上側タイプレート５６を有
する。垂直に直立した燃料棒および水棒の２つのマトリ
ックス状配列がある。
ている境界を有している。炉心プレート３０は底、すな
わち炉心Ｃへの入口における流体境界を形成している。
この境界は更に図２を参照することにより理解される。
図２を参照すると、炉心Ｃの一部である燃料束Ｂが図示
されている。燃料束Ｂはそれぞれのタイプレートの間に
下側タイプレート５４および上側タイプレート５６を有
する。垂直に直立した燃料棒および水棒の２つのマトリ
ックス状配列がある。
【００１９】図３を参照すると、第１のマトリックス状
配列は燃料棒Ｆの配列である。図３に示すように、燃料
棒は８×８マトリックスに配列されている。第２のマト
リックス状配列は直立した水棒Ｗの配列である。水棒は
図では７×７のマトリックスに配列され、図示のように
燃料棒Ｒのマトリックス状配列内に分散配置されてい
る。
配列は燃料棒Ｆの配列である。図３に示すように、燃料
棒は８×８マトリックスに配列されている。第２のマト
リックス状配列は直立した水棒Ｗの配列である。水棒は
図では７×７のマトリックスに配列され、図示のように
燃料棒Ｒのマトリックス状配列内に分散配置されてい
る。
【００２０】図２を再び参照すると、新しい燃料設計の
残りの部分を理解することができる。通常のように、燃
料棒および水棒の両方のマトリックス状配列は複数のス
ペーサＳ１−Ｓ６を介して四角断面のチャンネル５０に
よって取り囲まれ、チャンネル５０から隔たって保持さ
れている（スペーサＳ１、Ｓ５およびＳ６のみが図２に
示されていることに注意されたい）。
残りの部分を理解することができる。通常のように、燃
料棒および水棒の両方のマトリックス状配列は複数のス
ペーサＳ１−Ｓ６を介して四角断面のチャンネル５０に
よって取り囲まれ、チャンネル５０から隔たって保持さ
れている（スペーサＳ１、Ｓ５およびＳ６のみが図２に
示されていることに注意されたい）。
【００２１】燃料束の残りの構造は通常と同じものであ
る。ハンドル５８が燃料束の操作のために利用される。
開示した燃料束のパラメータについて簡単に説明する。
この設計においては、チャンネル５０が保持される。好
ましくは、チャンネルの断面寸法が大きくしてある。一
例として、正常な四角断面の燃料束チャンネルは約６″
×６″（すなわち、１５２．４×１５２．４ｍｍ）の寸
法を有している。６″×６″の寸法ないし１２″×１
２″（すなわち３０４．８×３０４．８ｍｍ）の燃料束
チャンネルが本発明の対象である。
る。ハンドル５８が燃料束の操作のために利用される。
開示した燃料束のパラメータについて簡単に説明する。
この設計においては、チャンネル５０が保持される。好
ましくは、チャンネルの断面寸法が大きくしてある。一
例として、正常な四角断面の燃料束チャンネルは約６″
×６″（すなわち、１５２．４×１５２．４ｍｍ）の寸
法を有している。６″×６″の寸法ないし１２″×１
２″（すなわち３０４．８×３０４．８ｍｍ）の燃料束
チャンネルが本発明の対象である。
【００２２】チャンネル間の（水が通る）間隙はチャン
ネルの大きさに比べて低減されている。この低減は、許
容可能な制御特性をいままで通り保持しながら行う。例
えば、隣接するチャンネル間の隙間は十字形断面の制御
棒が入り込むことができることが重要である。一例とし
て０．７８２インチ（すなわち、１９．９ｍｍ）程度の
チャンネル間の隙間が用いられる。
ネルの大きさに比べて低減されている。この低減は、許
容可能な制御特性をいままで通り保持しながら行う。例
えば、隣接するチャンネル間の隙間は十字形断面の制御
棒が入り込むことができることが重要である。一例とし
て０．７８２インチ（すなわち、１９．９ｍｍ）程度の
チャンネル間の隙間が用いられる。
【００２３】本発明の新規な特徴はマトリックス状配列
の水棒を取り入れたことにあることを理解されたい。こ
れらの水棒は内部４２が水で満たされた円筒形の管４０
よりなる。これは一組の燃料棒を大きな直径の水棒と取
り替えるという従来の方法とは全く異なるものである。
その結果の構造においては液相の冷却材の分布が更に均
一になることを理解されたい。従って、更に均一なパワ
ー分布を得ることができる。このようなパワー分布は通
常「フラット」として特徴付けられ、個々の燃料束をそ
の動作限界に近づけることを可能とする。この結果、燃
料棒近くの中性子スペクトルは炉心にわたって更に均一
になる。更に、燃料棒毎のパワーに差が小さくなる。こ
れは従来の燃料設計に比較してＭＬＧＨＲ（最大線形熱
発生率）およびＭＣＰＲ（最大臨界パワー率）に対する
設計マージンを増大することができる。すなわち、均一
なパワー分布によって達成される設計マージンの増大は
炉心のパワー密度をより大きくすることを可能にする。
の水棒を取り入れたことにあることを理解されたい。こ
れらの水棒は内部４２が水で満たされた円筒形の管４０
よりなる。これは一組の燃料棒を大きな直径の水棒と取
り替えるという従来の方法とは全く異なるものである。
その結果の構造においては液相の冷却材の分布が更に均
一になることを理解されたい。従って、更に均一なパワ
ー分布を得ることができる。このようなパワー分布は通
常「フラット」として特徴付けられ、個々の燃料束をそ
の動作限界に近づけることを可能とする。この結果、燃
料棒近くの中性子スペクトルは炉心にわたって更に均一
になる。更に、燃料棒毎のパワーに差が小さくなる。こ
れは従来の燃料設計に比較してＭＬＧＨＲ（最大線形熱
発生率）およびＭＣＰＲ（最大臨界パワー率）に対する
設計マージンを増大することができる。すなわち、均一
なパワー分布によって達成される設計マージンの増大は
炉心のパワー密度をより大きくすることを可能にする。
【００２４】また、上述した変更の結果、負のボイド係
数が小さくなることに注意されたい。すなわち、断面積
において流体の流れが均一な分布になることによって、
蒸気が優先的に燃料束の上側部分に蓄積するような場合
でも燃料束の内部で有効な減速が行われる。この結果、
あるパワーおよび流れ状態において熱水力学的結合核フ
ィードバックを含む炉心不安定性が避けられる。
数が小さくなることに注意されたい。すなわち、断面積
において流体の流れが均一な分布になることによって、
蒸気が優先的に燃料束の上側部分に蓄積するような場合
でも燃料束の内部で有効な減速が行われる。この結果、
あるパワーおよび流れ状態において熱水力学的結合核フ
ィードバックを含む炉心不安定性が避けられる。
【００２５】この結果として、この燃料設計はより高い
パワー密度を維持することができる。この設計は別の構
造上の材料を有していることは明らかである。具体的に
いえば、水棒Ｗの追加された金属材料４０が寄生中性子
吸収器を構成している。これは中性子の損失を伴う。
パワー密度を維持することができる。この設計は別の構
造上の材料を有していることは明らかである。具体的に
いえば、水棒Ｗの追加された金属材料４０が寄生中性子
吸収器を構成している。これは中性子の損失を伴う。
【００２６】本設計の原理を理解することにより、この
損失はパワー分布の改良およびプラント投資費用の低減
によって相殺されることが理解されよう。燃料束の断面
を大きくし、それに付随して燃料棒および水棒の寸法を
大きくして、損失を最小にすることが好ましい。図４お
よび図５に示すように、本発明の実施においては燃料棒
および水棒のマトリックス状配列は１対１の関係で相互
に間挿する必要がないことを理解されたい。
損失はパワー分布の改良およびプラント投資費用の低減
によって相殺されることが理解されよう。燃料束の断面
を大きくし、それに付随して燃料棒および水棒の寸法を
大きくして、損失を最小にすることが好ましい。図４お
よび図５に示すように、本発明の実施においては燃料棒
および水棒のマトリックス状配列は１対１の関係で相互
に間挿する必要がないことを理解されたい。
【００２７】図４を参照すると、図３に示したものと同
様なマトリックス状配列が示されている。しかしなが
ら、水棒のマトリックス状配列においては１つおきの水
棒が省略されていることに注意されたい。そして、外側
の列の隅部の水棒は残してある。残りの列においては、
水棒は１つおきに省略されている。図４には、２５個の
分散配置された水棒のマトリックス状配列が示されてい
る。
様なマトリックス状配列が示されている。しかしなが
ら、水棒のマトリックス状配列においては１つおきの水
棒が省略されていることに注意されたい。そして、外側
の列の隅部の水棒は残してある。残りの列においては、
水棒は１つおきに省略されている。図４には、２５個の
分散配置された水棒のマトリックス状配列が示されてい
る。
【００２８】図５を参照すると、図３に示したものと同
様なマトリックス状配列が示されている。しかしなが
ら、水棒のマトリックス状配列においては、チャンネル
に最も近い列の水棒が省略されている。水棒は燃料棒よ
りも小さい直径のものが好ましいことを理解されたい。
水棒は燃料棒の直径までのものを用いてもよい。
様なマトリックス状配列が示されている。しかしなが
ら、水棒のマトリックス状配列においては、チャンネル
に最も近い列の水棒が省略されている。水棒は燃料棒よ
りも小さい直径のものが好ましいことを理解されたい。
水棒は燃料棒の直径までのものを用いてもよい。
【図１】原子炉容器の限られた容積内で高パワー密度を
達成し得るように内部軸駆動原子炉ポンプによって強制
循環される強制循環沸騰水型原子炉の斜視図である。
達成し得るように内部軸駆動原子炉ポンプによって強制
循環される強制循環沸騰水型原子炉の斜視図である。
【図２】本発明の燃料束の斜視図であり、燃料棒のマト
リックス状配列内に小さな水棒のマトリックス状配列が
分散して配置されていることを示している。
リックス状配列内に小さな水棒のマトリックス状配列が
分散して配置されていることを示している。
【図３】燃料棒および水棒の分布を示している図２の断
面図である。
面図である。
【図４】水棒のマトリックス状配列において水棒の数を
減らした場合の別の断面図である。
減らした場合の別の断面図である。
【図５】水棒のマトリックス状配列における水棒の数を
減らした別の方法を示す他の断面図である。
減らした別の方法を示す他の断面図である。
Ｂ 燃料束 Ｃ 炉心 Ｄ 蒸気乾燥器 Ｆ 燃料棒 Ｐ プレナム Ｒ 制御棒 Ｓ 蒸気分離器 Ｖ 原子炉容器 Ｗ 水棒 ５０ チャンネル ５４ 下側タイプレート ５６ 上側タイプレート
Claims (6)
- 【請求項１】 沸騰水型原子炉において、 原子炉圧力容器と、 核分裂反応を行う燃料を密閉管内に収容した、前記圧力
容器の中央の炉心と、 前記密閉管から核分裂の熱を取り出すために前記圧力容
器を通って循環する減速兼冷却材と、 冷却材の蒸気を発生するために前記炉心の底から上部へ
上向きに通過するように前記減速兼冷却材を前記容器を
通して循環させる所定の流路と、 前記炉心において前記減速兼冷却材に与えられたエネル
ギを放出するために前記圧力容器の外部に設けられたパ
ワー放出路と、 連続したパワー発生サイクルが前記容器内で生じるよう
に前記原子炉に減速兼冷却材を再供給する減速兼冷却材
流入手段とを有し、 前記炉心が、複数の並設された燃料束を有し、 各燃料束が、（ａ）第１のマトリックス状配列の垂直燃
料棒と、（ｂ）前記第１のマトリックス状配列の燃料棒
内に均一に分布するように前記第１のマトリックス状配
列内に分散して配置された第２のマトリックス状配列の
垂直水棒と、（ｃ）前記第１のマトリックス状配列の燃
料棒を支持し、かつ前記第２のマトリックス状配列の水
棒を支持すると共に、前記燃料棒の周りへの液体減速兼
冷却材の流入を可能にする下側タイプレートと、（ｄ）
上端部において前記第１のマトリックス状配列の燃料棒
を支持し、かつ該上端部において前記第２のマトリック
ス状配列の水棒を支持すると共に、液体および気体減速
兼冷却材の流出を可能にする上側タイプレートと、
（ｅ）前記下側タイプレート、前記第１のマトリックス
状配列の燃料棒および前記第２のマトリックス状配列の
水棒を取り囲み、前記タイプレートの間に前記第１のマ
トリックス状配列の燃料棒および前記第２のマトリック
ス状配列の水棒を通る流路を画成するチャンネルとを有
することを特徴とする沸騰水型原子炉。 - 【請求項２】 前記水棒は前記燃料棒よりも小さい直径
を有している請求項１記載の原子炉。 - 【請求項３】 前記第２のマトリックス状配列の水棒の
数が前記第１のマトリックス状配列の燃料棒よりも少な
い請求項１記載の原子炉。 - 【請求項４】 沸騰水型原子炉の炉心に設けられる燃料
束であって、 第１のマトリックス状配列の垂直燃料棒と、 前記第１のマトリックス状配列の燃料棒内に均一に分布
するように前記第１のマトリックス状配列内に分散して
配置された第２のマトリックス状配列の垂直水棒と、 前記第１のマトリックス状配列の燃料棒を支持し、かつ
前記第２のマトリックス状配列の配列の水棒を支持する
と共に、前記燃料棒の周りへの液体減速兼冷却材の流入
を可能にする下側タイプレートと、 上端部において前記第１のマトリックス状配列の燃料棒
を支持し、かつ上端部において前記第２のマトリックス
状配列の水棒を支持すると共に、液体および気体減速兼
冷却材の流出を可能にする上側タイプレートと、 前記下側タイプレート、前記第１のマトリックス状配列
の燃料棒および前記第２のマトリックス状配列の水棒を
取り囲み、前記タイプレートの間に前記第１のマトリッ
クス状配列の燃料棒および前記第２のマトリックス状配
列の水棒を通る流路を画成するチャンネルと、 を有する燃料束。 - 【請求項５】 前記水棒は前記燃料棒よりも小さい直径
を有している請求項４記載の燃料束。 - 【請求項６】 前記第１のマトリックス状配列の水棒の
数が前記第２のマトリックス状配列の燃料棒よりも少な
い請求項４記載の燃料束。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US783804 | 1991-10-28 | ||
| US07/783,804 US5171522A (en) | 1991-10-28 | 1991-10-28 | Fuel design for high power density forced circulation boiling water reactor |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05215878A true JPH05215878A (ja) | 1993-08-27 |
Family
ID=25130441
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4280387A Withdrawn JPH05215878A (ja) | 1991-10-28 | 1992-10-20 | 沸騰水型原子炉の燃料束 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5171522A (ja) |
| JP (1) | JPH05215878A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2012150699A1 (ja) * | 2011-05-02 | 2012-11-08 | 学校法人早稲田大学 | 燃料集合体、炉心及び水冷却型原子炉 |
Families Citing this family (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5272736A (en) * | 1992-11-05 | 1993-12-21 | General Electric Company | Core loading strategy for reload of a plurality of different fuel bundle fuel designs |
| US6678344B2 (en) * | 2001-02-20 | 2004-01-13 | Framatome Anp, Inc. | Method and apparatus for producing radioisotopes |
| US20040196950A1 (en) * | 2003-03-13 | 2004-10-07 | Koji Ando | Main steam system around nuclear reactor |
| EP2447952B1 (en) * | 2003-03-20 | 2014-05-14 | Hitachi, Ltd. | Boiling water reactor core and fuel assembly thereof |
| US9136024B2 (en) * | 2010-12-28 | 2015-09-15 | Global Nuclear Fuel—Americas, LLC | Tie plate with variable orifice and methods for selective control of fuel assembly coolant flow |
| CN103106930B (zh) * | 2013-02-04 | 2016-01-20 | 中国核动力研究设计院 | 超临界水冷堆燃料组件 |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| SE426271B (sv) * | 1981-05-04 | 1982-12-20 | Asea Atom Ab | Kernbrenslepatron |
| US4652426A (en) * | 1984-08-20 | 1987-03-24 | Westinghouse Electric Corp. | Water tubes arranged in cross-like pattern in a fuel assembly |
| US5023047A (en) * | 1987-12-18 | 1991-06-11 | Hitachi, Ltd. | Nuclear reactor having an ascending cooling path much greater than the descending cooling path |
-
1991
- 1991-10-28 US US07/783,804 patent/US5171522A/en not_active Expired - Fee Related
-
1992
- 1992-10-20 JP JP4280387A patent/JPH05215878A/ja not_active Withdrawn
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2012150699A1 (ja) * | 2011-05-02 | 2012-11-08 | 学校法人早稲田大学 | 燃料集合体、炉心及び水冷却型原子炉 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US5171522A (en) | 1992-12-15 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
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