JPH0634048B2 - 原子燃料集合体 - Google Patents

原子燃料集合体

Info

Publication number
JPH0634048B2
JPH0634048B2 JP61247309A JP24730986A JPH0634048B2 JP H0634048 B2 JPH0634048 B2 JP H0634048B2 JP 61247309 A JP61247309 A JP 61247309A JP 24730986 A JP24730986 A JP 24730986A JP H0634048 B2 JPH0634048 B2 JP H0634048B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel
cells
spacer
fuel rods
corner
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
JP61247309A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS6295491A (ja
Inventor
クラウド・マイケル・ミルドラム
ルシ・ペシ・タレヤーカン
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.)
CBS Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric 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 Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of JPS6295491A publication Critical patent/JPS6295491A/ja
Publication of JPH0634048B2 publication Critical patent/JPH0634048B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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
    • G21C3/34—Spacer grids
    • G21C3/356—Spacer grids being provided with fuel element supporting members
    • G21C3/3563—Supporting members formed only by deformations in the strips
    • 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
    • G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
    • G21C3/328—Relative disposition of the elements in the bundle lattice
    • 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
    • Y02E30/10—Nuclear fusion reactors
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Fuel Cell (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Inert Electrodes (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 ［産業上の利用分野］ 本発明は、一般的には原子炉の燃料集合体に関し、より
詳細にはスペーサ及び燃料棒束の設計を改良した沸騰水
型原子炉（ＢＷＲ）の燃料集合体に関する。
［従来の技術］ 一般に、原子炉では核分裂によって多量のエネルギーが
放出されるが、このエネルギーは原子炉の細長い燃料要
素即ち燃料棒中に熱の形で放散される。この熱は、燃料
棒と熱交換を行いつつ通過する冷却材によって取り出さ
れ、熱は冷却材から抽出されて有用な仕事を行う。
一般に原子炉中では、複数の燃料棒が一体に束ねられて
燃料集合体を形成している。通常は多数の燃料集合体が
行列を形成するようにして配列され、自己維持核分裂反
応を行うことができる原子炉炉心部を形成している。炉
心部は、軽水のような流動液体中に沈められていて、流
動液体が燃料棒から熱を取り出す冷却材として働くとと
もに中性子減速材としても働く。特にＢＷＲでは、燃料
棒は４本１組のクラスタに束ねられ、各４本の燃料棒に
ついて１本の制御棒が組合わせてある。制御棒は燃料集
合体に挿入して炉心部の反応を制御する。１本の制御棒
を取り囲む４本の燃料集合体から成る各クラスタは、原
子炉炉心部の燃料セルと呼ばれている。
クラスタ内のＢＷＲ燃料集合体は、通常は、細長い燃料
棒のＮ×Ｎ配列によって形成されている。燃料棒の束
は、横に離間した関係で支持され、ほぼ長方形の断面を
持つ外側管状チャンネルに取り囲まれている。外側フロ
ーチャンネルは、燃料集合体のほぼ全長にわたって延伸
し、上部ノズルを下部ノズルに接続している。下部ノズ
ルは炉心支持板に嵌合され、冷却材の流れを燃料集合体
の外側チャンネルに流入させる入口となる。冷却材は、
下部ノズルから入った後、燃料棒に沿って流れて、燃料
棒の加熱された表面から熱を奪う。
上記の型式の燃料集合体の場合、燃料棒束の中央領域の
燃料棒の減速は充分でなく濃縮され過ぎた状態なる。燃
料集合体の中央領域を流れる減速材の流量を増大させる
ことにより上記の状態または条件を緩和するために、た
とえば米国特許第4,560,532 号明細書に開示されている
ような細長い通水十字形管を燃料集合体の中央部に配置
することが多い。中央部に配置された中央通水十字形管
は、十字形通水チャンネルを形成する四つの放射状パネ
ルを持ち、この通水十字形管によって燃料集合体は四つ
の分離された細長い区画に分けられ、燃料棒束は各区画
に配設された分割燃料棒束（小束）に分かれる。従っ
て、通水十字形管によって、小束内部の隣接する燃料棒
の長さ方向に沿いかつ隣接する燃料棒から分離されたチ
ャンネル内にサブクールされた中性子減速材流が流れる
中央配置十字形流路が提供される。各小束の燃料棒は、
上部タイプレートと下部タイプレートの中間部分で横方
向に離間しており、上記の両タイプレートに接続されて
チャンネルの各区画の内部で別個独立の燃料棒小集合体
を形成する。十字形管は燃料棒小集合体と同一軸長であ
り、上部タイプレートと下部タイプレートの中間部分に
延伸している。
更に、複数（たとえば６個）の格子またはスペーサが各
燃料棒小集合体の燃料棒に沿って軸方向に離間させて配
置され、燃料棒を横方向に離して保持している。上記の
スペーサは、燃料棒が湾曲し過ぎたり流れに起因する振
動が起こったりすることがないようにするために組み込
まれた部材である。従って、スペーサは、構造的観点か
ら見て、極めて有効な部材といえる。
しかしながら、スペーサは、熱的及び流体力学的な動作
特性面から見ると望ましくない部材である。特に、スペ
ーサによって、大きな圧力降下がひき起こされ（その結
果、高い冷却材圧送力が必要になる）、生じる乱流によ
り燃料棒束の臨界出力比（ＣＰＲ、critical power rat
io）が下がる。スペサーによってひき起こされる乱流に
より加熱された燃料棒から流体フイィルムがはがされて
しまうために、臨界熱流束（ＣＨＦ、critical hear fl
ux)が悪影響を受ける。この結果、冷却材に伝えられる
燃料棒束からの熱が大幅に低下する。その結果、熱が燃
料棒に蓄積された過熱状態をひき起こし、バーンアウト
（burnout)を起こして冷却材中に放射能を放出する場合
もある。これは安全性の点から制約を加えるものであ
る。事故の可能性（即ち、過熱）を避けるために、最悪
の過渡状態を仮定した場合でも、各動作サイクルで適当
なＣＰＲの余裕を常にとることができるよう、安全性に
関する計算を行う。専用のコンピュータ・ハードウェア
により、燃料の熱的余裕について連続オンライン監視を
行って、原子炉運転中適当なＣＰＲの余裕が常に保たれ
ていることを確かめる。
スペーサが異なれば、ＣＨＦ特性も変動することはよく
知られている。更に、ＣＨＦ特性は、燃料棒の位置によ
り、半径方向でも異なり、一般的にはスペーサによる圧
力降下と関連がある。圧力降下が小さければ、ＣＨＦ特
性も良好である。しかしながら、スペーサによる圧力降
下特性は、燃料棒束内部の半径方向で異なる。このため
に、スペーサは、いわば、隅部、側部または内部制限因
子である。燃料棒のピーキング（peaking）が制限され
た個所で起こった場合には、ＣＨＦはより早く起こり、
ＣＰＲの余裕がなくなる。また、燃料棒の並び方（行
列）がほぼ同一形状である場合（同一のＮ×Ｎ列の燃料
棒を持つ場合）でも、全てのスペーサが同じ挙動を示す
わけでもないことに注意を払う必要がある。
［発明が解決しようとする問題点］ 従って、スペーサ内部におけるＣＰＲ制限配置の好まし
くない効果を回避しまたは最少限に抑えるためには、燃
料集合体のスペーサの設計に何らかの修正を加える必要
がある。
［問題点を解決するための手段］ 本発明は、上記の要求を満足するよう設計され、スペー
サ及び燃料棒束の設計に変更を加えたＢＷＲ（沸騰水型
原子炉）用の燃料集合体を提供せんとするものである。
本発明の基礎をなすのは、スペーサの基本特性を知り設
計変更によりＣＰＲ制限配置の好ましくない効果を補償
することが必要だという認識である。格子またはスペー
サのＣＰＲ特性の客観的分析によると、スペーサの設計
変更を行うとともに燃料集合体の燃料設計にも変更また
は修正を加えることにより、ＣＨＦ制限配置個所での燃
料棒のピーキングによる好ましくない影響を最少限にで
きるという結果が出た。上記の修正が他の運転（操作）
因子及び安全因子に与える影響は充分に小さいかまたは
好ましい。
従って、本発明は、互いに間隔をあけて並置した細長い
燃料棒の束と、燃料棒を取り囲み冷却材／減速材を流す
ための外側管状フローチャンネルと、外側管状フローチ
ャンネルの中央部に延伸しチャンネルと接続されていて
チャンネルを別個の複数区画に分割するとともに燃料棒
束をそれぞれの区画内に配設された幾つかの燃料棒小束
に分割する中空の通水十字形管とから成り、各燃料棒小
束が、関連の燃料棒小束の軸方向に沿って互いに離間し
て配置されたスペーサを有し、各スペーサは該スペーサ
の隅部、側部及び内部位置にある燃料棒受容セルを画成
する内側セル画成部材及び外側セル画成部材から成り、
それぞれのセルに突き入ってセルを貫通する燃料棒を側
方から支持する突起が各スペーサに形成されている原子
燃料集合体において、 (a) 燃料棒の少なくとも大多数の内部にほぼ均一な毒物
質の塗膜が施されていることと、 (b) 燃料棒に施した均一な毒物質の塗膜との共働作用に
よりスペーサの隅部セル及び側部セル中の燃料棒のピー
ク出力がスペーサの内部セル中の主たる燃料棒のピーク
出力よりも小さくなるように各小束中の燃料棒につき所
定の燃料濃縮パターンが形成されていることを特徴とす
る電子燃料集合体 に関する。
より詳細には、各燃料棒は、内側被覆材表面及び管状部
材の内部に収納された複数の燃料ペレットを持つ外側管
状部材から成る。燃料ペレットまたは大多数の燃料棒の
管状部材の一方に均一な毒物質の塗膜が施されている。
本発明のもう一つの特徴は、各スペーサの隅部セルを貫
通して受容された各燃料棒の直径が、各スペーサの側部
セル及び内部セルを貫通して延伸する燃料棒の直径より
も小さいことである。又、隅部セルに設けた各突起が隅
部セルに突き入っている突入距離のほうが、側部セル及
び内部セルに設けた突起がそれぞれ側部セル及び内部セ
ルに突き入っている突入距離よりも大きく、その結果と
して、側部セル及び内部セルと比較した場合、隅部セル
内部の冷却材流のための空間が大きくなり、隅部の燃料
棒から冷却材に伝達される熱が大きくなるよう設計され
ている。
本発明の更に別の特徴としては、スペーサの隅部セル及
び側部セルの所定位置の外側部材（たとえば、ストラッ
プ）に複数の小孔部が形成され、隅部セル及び側部セル
に受容された燃料棒に隣接するスペーサ面積が小さくな
り、その結果、隅部燃料棒及び側部燃料棒への冷却材流
が増大するという特徴がある。
［実施例］ 以下、添付図面を参照して本発明の実施例を詳細に説明
する。
なお、以下の説明におては、幾つかの図面で用いる類似
する参照符号は類似または対応する部材を示し、「前
方」、「後方」、「左」、「右」、「上向き」、「下向
き」または「下方」という用語並びにこれらに類似する
語句は説明の都合上用いる語句であり、本発明を制約す
る語句であると解釈されるべきではない。
［全般的な説明］ 図面、特に第１図乃至第３図を参照して説明を続ける
と、図面に示し全体を参照符号１０で示す原子燃料集合
体は沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）で使用されるものであ
り、燃料集合体１０のほぼ全長にわたって延伸する（上
部支持取付具即ち上部ノズル１４を下部ノズル１６に接
続する細長い外側管状フローチャンネル１２を有する。
原子燃料集合体１０の外側チャンネル１２に流入する冷
却材流の入口となる下部ノズル１６は、下部ノズル１６
及び燃料集合体１０を原子炉の炉心支持板（図示せず）
または使用済の燃料プールの場合等においては燃料貯蔵
ラックに案内する複数の脚部１８を持つ。
ほぼ長方形断面を持つ外側フローチャンネル１２は、隣
接の壁部から約９０度離した４枚の相互に接続された鉛
直壁部２０から成る。離間され中央部分に沿って鉛直方
向の列をなして延伸するように形成された複数の構造強
化リブ２２が外側フローチャンネル１２の各壁部２０に
形成されている。外側フローチャンネル従って、チャン
ネル内部に形成されたリブ２２は、好ましくは、一般に
ジルカロイ（Zircaloy）と呼ばれるジルコニウム合金の
ような金属材料から成る。構造強化リブ２２の上端部の
上方には、外側フローチャンネル１２の壁部２０に固定
された複数の上方延伸取り付けスタッド２４が使用され
て、上部ノズル１４をチャンネル１２に連結している。
中性子減速効果を向上させるため及び経済面から、第１
図、第２図及び第４図に示した符号２６を付した中空の
通水十字形管が外側チャンネル１２を貫通して軸方向に
延伸し、冷却された減速材流を燃料集合体１０を通って
流す開口内部チャンネル２８を形成するとともに、燃料
集合体を四つの独立した細長い区画３０に分割してい
る。通水十字形管２６は、チャンネル１２のほぼ全長に
わたって延びる４枚の細長いほぼＬ字形の金属山形鋼即
ちシート部材３４によって形成された複数（４枚）の放
射状配置パネル３２を持つ。各パネルのシート部材３４
は、内部に形成され中間部分に延伸するディンブル（di
mple）の形の一連の部材または部分によって互いに接続
されかつ離間せしめられている。ディンプル３６は、シ
ート部材３４の長手方向で互いに接触する向かい合う対
をなす形で設けられ、シート部材の向かい合った部分を
適切な間隔に保つ。対をなすディンプル３６を溶接して
接続することにより、中央通水十字形管２６のパネル３
２を形成しているシート部材３４の間隔が正確な間隔に
保持される。
中空の通水十字形管２６は、外側チャンネル１２の角度
を変位させて配設した壁部２０に取り付けられている。
通水十字形管２６を燃料集合体１０の内部の所望する中
央位置に固定保持するために、通水十字形管２６のパネ
ル３２の細長い外側横方向端部を長さ全体にわたって構
造強化リブ２２に溶接するのがよい。更に、パネルの内
端部と外端部により内側十字形チャンネル２８が画定さ
れ、この内側中央十字形チャンネルは中空の通水十字形
管２６の軸方向に沿って延伸している。また、通水十字
形管は下部流れ導入端部３８及びこれに対向する位置に
ある上部流れ導出管部３９を有し、これらの端部はそれ
ぞれ内側チャンネル２８と連通して副冷却水を流す。
チャンネル１２の内部に燃料棒４０の束が配設され、図
示した実施例では、燃料棒の数は、６４本であって、８
×８行列の配置をとる。燃料棒束は、通水十字形管２６
によって、４群の小束に分割される。４列×４列の１６
本の行列に並べられている各小束の燃料棒は、上部タイ
プレート４２と下部タイプレート４４の中間部に横方向
に離れて延伸している。各小束の燃料棒は上部タイプレ
ート４２及び下部タイプレート４４に接続され、これら
のタイプレートと一体になってチャンネル１２の各区画
３０の内部で別個の燃料棒分割集合体４６を形成してい
る。各燃料棒分割集合体４６の燃料棒４０に沿って軸方
向に離間した複数の格子またはスペーサ４８は、燃料棒
をそれぞれ横方向に離間した関係に保持する差し込み型
式の内側ストラップ４９及び外側ストラップ５１から成
る。各燃料棒分割集合体４６の上部タイプレート４２及
び下部タイプレート４４には、冷却材の流れを別個独立
の燃料棒分割集合体に流入させかつ燃料棒分割集合体か
ら流出させるための貫通開口部５０が形成されている。
また、冷却材流路によって、各構造強化リブ２２の全長
に沿って各リブの中間部分に形成された複数の開口部５
２を通り、燃料棒集合体１０の各独立区画３０の内部に
燃料棒分割集合体４６間の連通路ができることになる。
開口部５２を通る冷却材流は、４室の独立区画３０の作
動流体圧を均等化して、別個独立の各燃料棒分割集合体
４６の間の熱動水力学的な不安定化が起こる可能性を最
小限に抑えている。
［本発明によるスペーサ及び燃料棒束に関する改良］ 本発明の改良は、ＢＷＲの燃料集合体１０のＣＨＦ特性
を大幅に改善するスペーサ及び燃料棒束設計に関する修
正・変更である。冷却特性を向上させるための本発明に
よる機械設計上の変更は、以下の２点である。
第一点は、第４図乃至第７図に示すように、スペーサ４
８の隅部に、残りの内部燃料棒４０ｂ及び側部燃料棒４
０ｃの直径よりも直径の小さな燃料棒４０ａを配設する
ことである。隅部燃料棒４０ａの直径を減少させると、
たとえばスペーサのディンプル５４ａ及びばね５６ａの
如きスペーサの内側ストラップ４９及び外側ストラップ
５１上に形成された突起が隅部スペーサのセル５８ａに
突き入っている距離を他のディンプル５４ｂ及びばね５
６ｂの内部及び側部スペーサ・セル５８ｂ、５８ｃへの
突入距離よりも大きくする必要がでてくる。このように
隅部燃料棒４０ａの直径を減少させることにより、四隅
の位置部分での各燃料棒毎の流れ面積を増大させること
ができる。
隅部燃料棒４０ａの直径を最適直径にすれば、燃料棒１
本についての流れ面積は内部スペーサ・セル５８ｂにお
けると同じになる。一般に、これを次式で表すことがで
きる。
AI＝AC1+π/4(dC1 2-dC2 2)又は、 dC2＝［4/π(AC1-AC1+π/4(dC1 2))］1/2 式中 dC1＝本発明設計における隅部燃料棒の直径 dC2＝改良設計における減少させた隅部燃料棒の直径 AI＝内部スペーサ位置での燃料棒１本当たりの流れ面積 AC1＝本発明設計における隅部燃料棒１本当たりの流れ
面積 与えられたスペーサ及び燃料棒設計の寸法数値を上式に
代入すると、隅部燃料棒の減少直径は11.0mmとなった
が、この数値は隅部燃料棒以外の燃料棒の直径である1
1.5mmよりも小さい。
第二点は、第７図に示すように、隅部セル５８ａ及び側
部セル５８ｃの各スペーサ４８の外側ストラップ５１に
複数の開口部即ち小孔部６０が設けられていることであ
る。これらの小孔部６０によって、隅部及び側部燃料棒
４０ａ，４０ｃに隣接するスペーサの壁部区域を減少さ
せ、これらのスペーサの位置に接近する冷却材を増大さ
せることができる。
以上を要約すると、上記の第一及び第二の変更（または
改良）により、加熱状態の燃料棒を取り囲む流れ面積を
増し、加熱状態の燃料棒に隣接する加熱されていない壁
部表面積を減少させる。従って、それに対応して、普通
は冷却材に最高の抵抗がかかり圧力降下も最大になるス
ペーサの領域即ちスペーサの隅部の周囲の冷却材流量が
増大し、加熱状態の燃料棒面に供給される冷却材の量を
減少させるスペーサ壁部への冷却材の付着量が少なくな
る。
第一及び第二の変更により、燃料集合体１０のＣＨＦ特
性が改良されるのが普通であるが、戦略的な見地からは
本発明により第三の変更を加えるのが望ましい。概略を
上述した機械的な設計変更は、単に制限的なスペーサ配
置による好ましくない影響を軽減できるだけであり、好
ましくない影響をなくすことができるわけではない。従
って、制限的位置における過度の燃料棒のピーキングを
避けるために、燃料棒束の良好な核設計が必要となる。
第三の改良によれば、燃料棒束の核設計（即ち、濃縮、
可燃性毒物質の分布）の変更を行う場合には、隅部／制
限個所で燃料棒のピーキングが起こらないように変更を
行う。第三の改良では、たとえば硼素のような毒物質を
大多数の燃料棒４０の内側に塗布した塗膜等の形にして
均一な状態で使用する。より詳細には、各燃料棒４０
は、内側被覆材表面６４と、管の内部に入った複数の燃
料棒６６とを持つ外側被覆管６２から成る。第６図から
わかるように、燃料ペレット６６の外側面は大多数の燃
料棒４０の各管６２の内側被覆材表面６４の何れかに均
一な毒物質の塗膜を塗布する。
一般に、ＢＷＲの燃料集合体はジルカロイ−２（Zircal
oy-2）からつくられており、ＰＷＲ（加圧水型原子炉）
においては被覆管６２はジルカロイ−４（Zircaloy-4）
からつくられている。被覆管６２は被覆表面６４の内側
への硼素塗膜の塗布技術は、ペレットの外側面への塗膜
の塗布と同じ方法でできると予想される。基本的には、
ペレットの表面に硼素を吹きつけるための真空室内で二
硼化亜鉛を打ち込むことにより、ペレットに二硼化亜鉛
を吹きつけ塗布する。硼素塗布技術は当業者に周知の技
術であり、本発明の一部分を構成する技術ではない。実
用的な硼素塗膜の厚さは1.27乃至38.0ミクロンであり、
50ミクロンの厚さの膜が実際に用いられることもある。
12.7ミクロンの厚さの硼素塗膜は、ペレット上に燃料棒
1cm について0.76mgのＢ−１０毒物質塗膜を施したこと
を示す。
［実施例］ フェニックス・コード（PHOENIX code）を使用して予備
格子輸送理論の計算を行い、隅部及び側部の燃料棒４０
ａ及び４０ｃがともに常にバンドル中の主なあるいはリ
ード（lead）燃料棒よりも小さなピン出力を持つように
燃料集合体の中性子設計を行うことができるか否かを測
定した。フェニックス・コードは、ASEA-ATOM によって
開発されニュークリア・レギュラトリー・コミッション
（Nuclear Regulatory Commision）によって米国にライ
センスが許諾た二元Ｘ−４輸送理論コードであり、１束
または４束のバンドルの物理特性計算を行うためのコー
ドである。この計算法は、ピン毎の出力分布の計算、燃
料ピン及び可燃性吸収ピンの減損の計算及び集合体全体
の均質化された断面生成の計算を含むものである。
出発点として選んだ対照燃料棒束の設計は、U-235 束・
平均濃縮率（enrichment）が2.912 重量％であり、８本
のGd203 を3.2 重量％含有するガドリニア棒を有するＣ
格子（均等外方水ギャップ）ブラントのために設計され
たＱＵＡＤ＋ＢＷＲ燃料棒束設計を採用した。濃縮率パ
ターンとピン毎の出力分布に対する照射線量を表IVに示
す。燃料棒束の反応度（k-inf）を照射線量と対比させ
て表Ｉに表示する。燃料棒の反応度及びピン１本当たり
の出力分布は、ボイド減損50％に相当する。
燃料棒集合体を構成する４群のＱＵＡＤ＋小束の各々に
ある四隅の隅部燃料部が束にピン出力を導かないよう、
U-235 濃縮パターンにした。束の平均濃縮率はU-235 が
2.912 重量％のままで保持されるようにした。ガドリニ
ウム・パターン及び負荷は不変であった。表Ｖに、照射
線量を変えた場合におけるピン１本当たりの出力分布と
ともに、U-235 濃縮率パターンを変更した例を示す。表
IIは、束中のリード・ピン（lead pin）即ち首位出力ピ
ンの最大ピン出力を最高出力の隅部ピンと対比させて示
す比較表である。隅部ピンは、束中のリード・ピンより
実質的に下位にある。束が限定された臨界出力比である
7-22GWV/MTU 燃焼度範囲にあるときには、最大隅部ピン
出力は、束中のリード・ピンより12乃至14％低い。表II
に示すように、燃焼度がいかに変化しても、隅部ピンの
ピン出力が束の首位を占めることはない。従って、極め
て均一な束吸収体を使用し燃料棒の大多数に塗布したと
すれば、側部ピン及び隅部ピンのピン出力がバンドルの
首位を占めることは絶対に起こらないU-235 濃縮パター
ンを開発することができる。第８図に示す燃料棒配置に
相当するU-235 濃縮パターンを、照射線量を変化させた
場合のピン１本当たりの出力分布とともに、表IIに示
す。
スペーサ設計の結果として隅部燃料棒が臨界出力比の観
点から見て制限因子であることがわかったとすると、隅
部燃料棒の出力を減少させ、それに対してその以外の燃
料棒のピン出力を増大させて全ての燃料棒の臨界出力を
増大させて全ての燃料棒の臨界出力比特性の釣合いをと
った束濃縮設計ができる。このようにして隅部燃料棒の
出力を減少させた場合の束の反応度を照射例と比較して
表Ｉに示す。再負荷サイクル（reload cycle）の場合の
サイクル末期炉心平均照射線量である22-26 GWD/MTU 照
射線量範囲内では、表Ｉに示すように、反応度の相違は
30乃至60 pcmに過ぎず、この差は、極めて小さい。
表IIIは側部または隅部燃料棒の最大ピン出力とリード
・ピンとを比較するための表であり、隅部燃料棒及び側
部燃料棒の何れもが、38-42 GWD/MTU に達するまでの範
囲内で、束中のピーク燃料棒になるということを示して
いる。一般的には、最大値を示す隅部及び側部燃料棒の
ピン出力は、リード燃料棒のピン出力よりも３乃至４％
低い。上述のように毒物質設計を均一にした場合のみ
に、上記の結果が得られるものと推定できる。第８図及
び表IVに示した設計によれば、隅部及び側部燃料棒のピ
ン出力は、束中のリード燃料棒即ち首位燃料棒（内部燃
料棒）のピン出力よりも少なくとも３乃至４％低い。U-
235 濃縮パターンを適宜に選定して全ての燃料棒の臨界
出力特性を均等化することによって、内部燃料棒出力に
対する側部及び隅部燃料棒出力を上記の如き差にするこ
とができる。
【図面の簡単な説明】
第１図は、本発明による改良特性を備えたＢＷＲ用原子
燃料集合体をわかり易く図示するためにその一部を取り
去り一部は断面で示す立面図である。 第２図は、第１図の２−２線に沿って見た燃料集合体の
拡大上部平面図である。 第３図は、第１図の３−３線に沿って見た燃料集合体の
拡大底部平面図である。 第４図は、第１図の４−４線に沿って切断した燃料集合
体の断面図であり、通水十字形管によって分離された複
数の分割小束から成る燃料集合体の燃料棒束を図示して
あり、図中小束の一つの周囲の格子またはスペーサは詳
細に図示し、他の三つの小束の周囲のスペーサは略示し
てある。 第５図は、第４図に示した燃料集合体右上方四分円部分
のスペーサ及び燃料棒小束の拡大図であり、図中燃料棒
は実線の円で示し、明示の目的のために燃料棒被覆材を
はずして示してある。 第６図は、第５図に示したスペーサと燃料棒小束の右上
方部分の拡大図であり、燃料ペレット上の毒物質塗膜に
例を示す一方、管の内側被覆材表面上に毒物質塗膜を施
した例をも示す図である。 第７図は、第５図の７−７線に沿ったスペーサの立面図
である。 第８図は、表ＩのU-235 濃縮パターンに相当する燃料集
合体中の燃料棒の配置を示すとともに、被曝量（照射
量）を変化させた場合における対応するピンの出力分布
を示す説明図である。 １０……原子燃料集合体 １２……フローチャンネル ２６……通水十字形管 ３０……独立区画 ４０……燃料棒 ４０ａ……隅部燃料棒 ４０ｂ……内部燃料棒 ４０ｃ……側部燃料棒 ４８……スペーサ ４９……内側ストラップ ５８……スペーサ
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (56)参考文献 特開 昭56−10284（ＪＰ，Ａ) 特開 昭58−96280（ＪＰ，Ａ) 実開 昭61−10599（ＪＰ，Ｕ)

Claims (5)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】互いに間隔をあけて並置した細長い燃料棒
    の束と、燃料棒を取り囲み冷却材／減速材を流すための
    外側管状フローチャンネルと、外側管状フローチャンネ
    ルの中央部に延伸しチャンネルと接続されていてチャン
    ネルを別個の複数区画に分割するとともに燃料棒束をそ
    れぞれの区画内に配設された幾つかの燃料棒小束に分割
    する中空の通水十字形管とから成り、各燃料棒小束が、
    関連の燃料棒小束の軸方向に沿って互いに離間して配置
    されたスペーサを有し、各スペーサは該スペーサの隅
    部、側部及び内部位置にある燃料棒受容セルを画成する
    内側セル画成部材及び外側セル画成部材から成り、それ
    ぞれのセルに突き入ってセルを貫通する燃料棒を側方か
    ら支持する突起が各スペーサに形成されている原子燃料
    集合体において、 (a) 燃料棒の少なくとも大多数の内部にほぼ均一な毒物
    質の塗膜が施されていること、 (b) 燃料棒に施した均一な毒物質の塗膜との共働作用に
    よりスペーサの隅部セル及び側部セル中の燃料棒のピー
    ク出力がスペーサの内部セル中の主たる燃料棒のピーク
    出力よりも小さくなるように各小束中の燃料棒につき所
    定の燃料濃縮パターンが形成されていることを特徴とす
    る原子燃料集合体。
  2. 【請求項２】各スペーサの隅部セル中の燃料棒の直径が
    スペーサの側部セル及び内部セル中の燃料棒の直径より
    も小さく、各スペーサの隅部セルに設けた突起の各隅部
    セルへの突入深さが側部セル及び内部セルに設けた突起
    の側部セル及び内部セル中への突入深さよりも深く、隅
    部セルを通って流れる冷却材流のための空間のほうが各
    側部セル及び各内部セルを通る冷却材流のための空間よ
    りも大きいことを特徴とする特許請求の範囲第１項に記
    載の原子燃料棒集合体。
  3. 【請求項３】各スペーサの外側セル画成部材には、スペ
    ーサの隅部セル及び側部セルのある位置に小孔部が形成
    されていて、隅部セル及び側部セルに配設された燃料棒
    に隣接するスペーサ材料の面積を減少させかつ隅部セル
    及び側部セル中に配設された燃料棒への冷却材の流量を
    増大させるよう構成したことを特徴とする特許請求の範
    囲第１項または第２項に記載の原子燃料集合体。
  4. 【請求項４】各燃料棒が、内側被覆材表面を持ち燃料ペ
    レットを入れた外側管状部材を有し、均一な毒物質の塗
    膜が燃料ペレットまたは管状部材の内側被覆材表面上に
    施されていることを特徴とする特許請求の範囲第１項、
    第２項または第３項に記載の原子燃料集合体。
  5. 【請求項５】均一な毒物質が硼素であることを特徴とす
    る特許請求の範囲第１項、第２項、第３項または第４項
    に記載の原子燃料集合体。
JP61247309A 1985-10-18 1986-10-16 原子燃料集合体 Expired - Lifetime JPH0634048B2 (ja)

Applications Claiming Priority (4)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US78925685A 1985-10-18 1985-10-18
US789256 1986-04-16
US06/852,853 US4708845A (en) 1985-10-18 1986-04-16 BWR fuel assembly with improved spacer and fuel bundle design for enhanced thermal-hydraulic performance
US852853 1986-04-16

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS6295491A JPS6295491A (ja) 1987-05-01
JPH0634048B2 true JPH0634048B2 (ja) 1994-05-02

Family

ID=27120900

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP61247309A Expired - Lifetime JPH0634048B2 (ja) 1985-10-18 1986-10-16 原子燃料集合体

Country Status (5)

Country Link
US (1) US4708845A (ja)
JP (1) JPH0634048B2 (ja)
ES (1) ES2003385A6 (ja)
IT (1) IT1197880B (ja)
SE (1) SE460936B (ja)

Families Citing this family (22)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4762675A (en) * 1985-06-06 1988-08-09 Westinghouse Electric Corp. Process for coating the internal surface of zirconium tubes with neutron absorbers
US4818478A (en) * 1987-12-07 1989-04-04 Westinghouse Electric Corp. BWR fuel assembly mini-bundle having interior fuel rods of reduced diameter
US4873051A (en) * 1988-04-06 1989-10-10 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel grid outer strap
ES2056090T3 (es) * 1988-10-21 1994-10-01 Siemens Ag Elemento de combustion, especialmente para un reactor nuclear de agua a presion.
US5032351A (en) * 1990-05-11 1991-07-16 General Electric Company Modified cross point spacer apparatus and construction
US5383229A (en) * 1992-01-08 1995-01-17 Hitachi, Ltd. Fuel assembly and reactor core
US5349619A (en) * 1992-05-21 1994-09-20 Hitachi, Ltd. Fuel assembly for light water reactor and light water reactor core
US5345486A (en) * 1993-01-25 1994-09-06 General Electric Company Fuel bundle with improved resistance to bulge and improved critical power performance
US5434898A (en) * 1994-03-14 1995-07-18 Siemens Power Corporation Nuclear fuel assembly
US5488644A (en) * 1994-07-13 1996-01-30 General Electric Company Spring assemblies for adjoining nuclear fuel rod containing ferrules and a spacer formed of the spring assemblies and ferrules
US5519747A (en) * 1994-10-04 1996-05-21 General Electric Company Apparatus and methods for fabricating spacers for a nuclear fuel rod bundle
US5546437A (en) * 1995-01-11 1996-08-13 General Electric Company Spacer for nuclear fuel rods
US5566217A (en) * 1995-01-30 1996-10-15 General Electric Company Reduced height spacer for nuclear fuel rods
SE9502149D0 (sv) * 1995-06-14 1995-06-14 Asea Atom Ab Reaktorhärd och bränslepatron för kokarvattenreaktor
US5675621A (en) * 1995-08-17 1997-10-07 General Electric Company Reduced height flat spring spacer for nuclear fuel rods
SE506820C2 (sv) * 1996-06-20 1998-02-16 Asea Atom Ab Bränslepatron innefattande ett flertal på varandra staplade bränsleenheter, där bränsleenheterna innefattar bränslestavar med skilda diametrar
BE1011402A3 (fr) * 1997-01-21 1999-08-03 Toshiba Kk Recipient et procede de transport d'ensembles de combustible nucleaire.
FR2760562B1 (fr) * 1997-03-05 1999-05-28 Toshiba Kk Appareils et procede de protection et de transport d'ensembles combustibles nucleaires
US6181762B1 (en) 1997-03-28 2001-01-30 General Electric Company Nuclear fuel bundle having different peak power limits
FR2809225B1 (fr) * 2000-05-16 2002-07-12 Commissariat Energie Atomique Element combustible monobloc et reacteur nucleaire a eau bouillante et a spectre rapide utilisant des elements de ce type
US7139360B2 (en) * 2004-10-14 2006-11-21 Westinghouse Electric Co. Llc Use of boron or enriched boron 10 in UO2
US20070064861A1 (en) * 2005-08-22 2007-03-22 Battelle Energy Alliance, Llc High-density, solid solution nuclear fuel and fuel block utilizing same

Family Cites Families (23)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3180801A (en) * 1963-09-26 1965-04-27 Royce J Rickert Heavy water moderated organic cooled nuclear fission reactor
US3317399A (en) * 1964-04-13 1967-05-02 Babcock & Wilcox Co Fuel element container
US3350275A (en) * 1965-08-26 1967-10-31 Gen Electric Reactor fuel assembly device
US3844886A (en) * 1968-05-02 1974-10-29 Gen Electric Nuclear reactor utilizing plutonium in peripheral fuel assemblies
US3746617A (en) * 1970-06-01 1973-07-17 Continental Oil Co Nuclear reactor fuel element spacer assembly
JPS5149391A (ja) * 1974-10-28 1976-04-28 Hitachi Ltd
US3994779A (en) * 1975-03-07 1976-11-30 General Electric Company Nuclear reactor fuel rod spacer
US4059484A (en) * 1975-05-02 1977-11-22 Exxon Nuclear Company, Inc. Hybrid nuclear fuel assembly with reduced linear heat generation rates
US4021300A (en) * 1975-05-23 1977-05-03 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Improved nuclear fuel assembly grid spacer
JPS529792A (en) * 1975-07-15 1977-01-25 Hitachi Ltd Fuel assembly
CA1083270A (en) * 1976-04-26 1980-08-05 Kiyozumi Hayashi Fuel assembly spacer
JPS5829878B2 (ja) * 1976-09-25 1983-06-25 株式会社日立製作所 燃料集合体
JPS5357388A (en) * 1976-11-05 1978-05-24 Toshiba Corp Nuclear reactor
JPS6017073B2 (ja) * 1978-05-19 1985-04-30 株式会社東芝 燃料集合体
JPS54153987A (en) * 1978-05-26 1979-12-04 Toshiba Corp Fuel assembly
JPS561386A (en) * 1979-06-18 1981-01-09 Hitachi Ltd Nuclear reactor core structure
SE420545B (sv) * 1979-07-03 1981-10-12 Asea Atom Ab Brenslepatron for en kokarreaktor
JPS5774689A (en) * 1980-10-29 1982-05-10 Hitachi Ltd Fuel assembly
EP0065697B1 (en) * 1981-05-15 1985-09-11 Hitachi, Ltd. Fuel assembly
US4560532A (en) * 1982-04-15 1985-12-24 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel assembly
US4544522A (en) * 1982-08-20 1985-10-01 General Electric Company Nuclear fuel assembly spacer
US4587087A (en) * 1983-02-22 1986-05-06 Westinghouse Electric Corp. Burnable absorber coated nuclear fuel
JPS59221695A (ja) * 1983-05-31 1984-12-13 株式会社東芝 燃料集合体

Also Published As

Publication number Publication date
US4708845A (en) 1987-11-24
JPS6295491A (ja) 1987-05-01
ES2003385A6 (es) 1988-11-01
SE8604151D0 (sv) 1986-09-30
IT1197880B (it) 1988-12-21
SE460936B (sv) 1989-12-04
SE8604151L (sv) 1987-04-19
IT8622025A0 (it) 1986-10-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPH0634048B2 (ja) 原子燃料集合体
US4749544A (en) Thin walled channel
EP0260602B1 (en) Intermediate flow mixing nonsupport grid for boiling water reactor fuel assembly
EP0336203B2 (en) Two-phase pressure drop reduction BWR assembly design
JP2823053B2 (ja) 原子炉燃料集合体用の燃料棒
EP0406637B1 (en) Two-phase pressure drop reduction BWR assembly design
JP3036810B2 (ja) 燃料集合体
EP0254096A2 (en) Boiling water reactor fuel assembly having axially positioned fuel rod spacers
US4649021A (en) BWR fuel assembly with water flow mixing chamber at fuel bundle/water cross entrance
US4759912A (en) BWR fuel assembly having hybrid fuel design
US4687629A (en) Fuel rod with annular nuclear fuel pellets having same U-235 enrichment and different annulus sizes for graduated enrichment loading
EP0319744B1 (en) Fuel-rod mini-bundle for use in a bwr fuel assembly
US4738819A (en) Boiling water nuclear reactor fuel assembly with cross-flow elimination at upper spacer locations
EP0200111B1 (en) Improved boiling water nuclear reactor fuel assembly
EP0526777B1 (en) Boiling water reactor fuel assembly comprising water rods
JPS62185188A (ja) 核燃料集合体
JPS61230081A (ja) 原小炉用の可燃性吸収棒
JPS5857718B2 (ja) 複合燃料集合体
JP4350424B2 (ja) 沸騰水型原子炉の燃料集合体及び沸騰水型原子炉
EP0369305A1 (en) Fuel assembly containing fuel rods having standardized-length burnable absorber integral with fuel pellets and method of customizing fuel assembly
EP0230613B1 (en) Nuclear fuel assembly
US4783308A (en) Boiling water reactor fuel rod
JP3958545B2 (ja) 燃料集合体
JPH11109073A (ja) 沸騰水型原子炉用燃料集合体
JP2656279B2 (ja) 沸騰水型原子炉用燃料集合体