JPH0721543B2 - 燃料集合体 - Google Patents
燃料集合体Info
- Publication number
- JPH0721543B2 JPH0721543B2 JP61114607A JP11460786A JPH0721543B2 JP H0721543 B2 JPH0721543 B2 JP H0721543B2 JP 61114607 A JP61114607 A JP 61114607A JP 11460786 A JP11460786 A JP 11460786A JP H0721543 B2 JPH0721543 B2 JP H0721543B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- channel box
- fuel assembly
- reactor
- length
- 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
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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
Description
【発明の詳細な説明】 ［産業上の利用分野］ 本発明は燃料集合体に係り、特に原子燃料資源の有効利
用に好適な燃料集合体に関する。
用に好適な燃料集合体に関する。
［従来の技術］ ウラン資源の有効利用の観点から、ウラン238から核分
裂物質（プルトニウム239）への転換を良くした原子炉
で、稠密格子構造を用いた原子炉が、ニュークリアテク
ノロジィ（Nuclear Technology）、59、212（1982）に
おけるオルデコップ（Oldekop）らによるジェネラル
フィーチュア オブ アドバンスド プレッシアーライ
ズド ウォーター リアクターズ ウイズ インプルー
ブド フューエル ユテイライゼーション（General f
eatures of advanced pressurized water reactor
s with improved fuel utilization）と題する文献
に示されている。上記文献での原子炉は加圧水型原子炉
での技術であり、これを沸騰水型原子炉に適用するに
は、種々の技術課題を解決する必要がある。例えば、現
在の沸騰水型原子炉では十字型の制御棒が炉心下部より
挿入されるのに対して、上記文献では、径の細い制御棒
が炉心上部より挿入されるものであり、沸騰水型原子炉
において上記制御棒が炉心上部より挿入可能となる原子
炉内機器の構成が必要である。
裂物質（プルトニウム239）への転換を良くした原子炉
で、稠密格子構造を用いた原子炉が、ニュークリアテク
ノロジィ（Nuclear Technology）、59、212（1982）に
おけるオルデコップ（Oldekop）らによるジェネラル
フィーチュア オブ アドバンスド プレッシアーライ
ズド ウォーター リアクターズ ウイズ インプルー
ブド フューエル ユテイライゼーション（General f
eatures of advanced pressurized water reactor
s with improved fuel utilization）と題する文献
に示されている。上記文献での原子炉は加圧水型原子炉
での技術であり、これを沸騰水型原子炉に適用するに
は、種々の技術課題を解決する必要がある。例えば、現
在の沸騰水型原子炉では十字型の制御棒が炉心下部より
挿入されるのに対して、上記文献では、径の細い制御棒
が炉心上部より挿入されるものであり、沸騰水型原子炉
において上記制御棒が炉心上部より挿入可能となる原子
炉内機器の構成が必要である。
これについては、特開昭59−84192号公報において、原
子炉圧力容器内の気水分離器及び蒸気乾燥器を外周部に
配置することで制御棒駆動が炉心上部により可能となる
構成が示されている。
子炉圧力容器内の気水分離器及び蒸気乾燥器を外周部に
配置することで制御棒駆動が炉心上部により可能となる
構成が示されている。
［発明が解決しようとする問題点］ 原子炉の炉心で発生する中性子は、核分裂性のウラン23
5に吸収されて、核分裂を引き起こす他に、ウラン元素
の大部分を占めるウラン238にも吸収される。ウラン238
は核分裂性でないために、核分裂を直接に引き起こすこ
とはないが中性子を吸収すると核分裂性のプルトニウム
239に変換される。このウラン238のように中性子を吸収
して核分裂性物質を作り出す物質は親物質と呼ばれ、親
物質により核分裂性燃料物質を作り出す過程は、転換と
呼ばれる。
5に吸収されて、核分裂を引き起こす他に、ウラン元素
の大部分を占めるウラン238にも吸収される。ウラン238
は核分裂性でないために、核分裂を直接に引き起こすこ
とはないが中性子を吸収すると核分裂性のプルトニウム
239に変換される。このウラン238のように中性子を吸収
して核分裂性物質を作り出す物質は親物質と呼ばれ、親
物質により核分裂性燃料物質を作り出す過程は、転換と
呼ばれる。
そこで、転換比（CR）を次のように定義する。
転換がある場合には、原子炉運転中に燃料の原子がＮ個
消費されると、CR・Ｎ個の新しい核分裂性核種の原子が
生み出されることになる。
消費されると、CR・Ｎ個の新しい核分裂性核種の原子が
生み出されることになる。
一般に軽水炉では、この転換比は0.6程度あるが、これ
より幾分高い転換比0.8〜1.0の原子炉は転換炉と呼ばれ
る。
より幾分高い転換比0.8〜1.0の原子炉は転換炉と呼ばれ
る。
転換比を高めることは、そのままでは核分裂を引き起こ
さないウラン238を核分裂性のプルトニウムに変える比
率が大きくなるため、ウラン資源の有効利用が図れると
共に、燃料費の低減に有効である。
さないウラン238を核分裂性のプルトニウムに変える比
率が大きくなるため、ウラン資源の有効利用が図れると
共に、燃料費の低減に有効である。
炉心内におけるプルトニウム生成量を増大させるには、
ウラン238の中性子吸収が比較的エネルギーの高い中性
子により引き起こされる（共鳴捕獲吸収）ことから、炉
心の中性子エネルギスペクトルを高エネルギ側にシフト
することにより達成可能である。このためには、中性子
減速効果の大きい水素原子と燃料であるウラン原子の原
子数比（H/U比）を小さくする必要がある。
ウラン238の中性子吸収が比較的エネルギーの高い中性
子により引き起こされる（共鳴捕獲吸収）ことから、炉
心の中性子エネルギスペクトルを高エネルギ側にシフト
することにより達成可能である。このためには、中性子
減速効果の大きい水素原子と燃料であるウラン原子の原
子数比（H/U比）を小さくする必要がある。
一方、上記のように原子炉内で生成されたプルトニウム
239をできるだけ効率良く燃し切る必要がある。このた
めには、中性子の減速を良くして熱中性子の割合を多く
することにより核分裂性物質への吸収率を大きくすれば
良い。
239をできるだけ効率良く燃し切る必要がある。このた
めには、中性子の減速を良くして熱中性子の割合を多く
することにより核分裂性物質への吸収率を大きくすれば
良い。
これは、H/U比を、転換の場合とは逆に、大きくするこ
とにより実現される。
とにより実現される。
尚、以上に示した核分裂性元素への転換は、プルトニウ
ムが装荷された燃料の場合、プルトニウム240の中性子
吸収によるプルトニウム241の生成によっても起こるた
め、以下では、水素原子と燃料原子の原子数率をH/HM
（燃料重金属）により表わす。
ムが装荷された燃料の場合、プルトニウム240の中性子
吸収によるプルトニウム241の生成によっても起こるた
め、以下では、水素原子と燃料原子の原子数率をH/HM
（燃料重金属）により表わす。
転換比を向上させるためにH/HM比を小さくする方法とし
て燃料棒間隔を狭くした稠密格子の採用が必要となる。
て燃料棒間隔を狭くした稠密格子の採用が必要となる。
この場合、燃料棒間隔が狭くなり流路面積が小さくなる
ので、燃料集合体における圧力損失が増大するという問
題がある。
ので、燃料集合体における圧力損失が増大するという問
題がある。
本発明の目的は、稠密格子の燃料棒配列を有し且つ圧力
損失を低減できる燃料集合体を提供することにある。
損失を低減できる燃料集合体を提供することにある。
上記目的を達成するために、本発明は、稠密格子状に配
列された複数の燃料棒と、これを取り囲むチャンネルボ
ックスとを有する燃料集合体において、前記チャンネル
ボックスは、前記複数の燃料棒が装荷される下部領域
と、該下部領域の上部に位置し前記複数の燃料棒が装荷
されない上部領域とを有し、前記複数の燃料棒の長さ
は、前記チャンネルボックスの長さの1/3〜2/3であるよ
うにしたものである。
列された複数の燃料棒と、これを取り囲むチャンネルボ
ックスとを有する燃料集合体において、前記チャンネル
ボックスは、前記複数の燃料棒が装荷される下部領域
と、該下部領域の上部に位置し前記複数の燃料棒が装荷
されない上部領域とを有し、前記複数の燃料棒の長さ
は、前記チャンネルボックスの長さの1/3〜2/3であるよ
うにしたものである。
本発明によれば、稠密格子状に配列された複数の燃料棒
をチャンネルボックスの長さの1/3〜2/3の長さを占める
下部領域に装荷することにより、稠密格子による圧力損
失を下部領域にのみ限定できるので、稠密格子による転
換比の向上効果を維持しつつ、燃料集合体としての圧力
損失を低減することができる。また、チャンネルボック
ス内二相流の流路を確保できるので、更に圧力損失を低
減する効果が得られる。
をチャンネルボックスの長さの1/3〜2/3の長さを占める
下部領域に装荷することにより、稠密格子による圧力損
失を下部領域にのみ限定できるので、稠密格子による転
換比の向上効果を維持しつつ、燃料集合体としての圧力
損失を低減することができる。また、チャンネルボック
ス内二相流の流路を確保できるので、更に圧力損失を低
減する効果が得られる。
［実施例］ 以下沸騰水型高転換炉に適用した本発明の一実施例であ
る燃料集合体を第１図、第２図、第３図、第４図により
説明する。
る燃料集合体を第１図、第２図、第３図、第４図により
説明する。
本実施例の燃料集合体１は、第４図に示すように沸騰水
型高転換炉の上部格子板２と下部格子板３（従来の沸騰
水型原子炉の上部格子板と下部格子板と同じレベルに配
置されている）に支持される長さのチャンネルボックス
を有している。本実施例の燃料集合体１は、第１図に示
すようにチャンネルボックス４の軸方向長さの約半分の
長さを有する複数の燃料棒５、核燃料棒５の上下端を保
持する中間タイプレート７及び下部タイプレート６と、
燃料棒５の相互間隔を保持するスペーサ８とを有してい
る。スペーサ８はスペーサ支持棒９により支持される。
中間タイプレート７より上方部分のチャンネルボックス
４内には、燃料棒５が存在しない。燃料集合体１の上端
部には、上部タイプレート10が設けられる。上部タイプ
レート10にはチャンネルボックス４及びファスナが取付
けられている。上部タイプレート10は、中間タイプレー
ト７と連結管12で結ばれ、燃料集合体の重量を支える役
目をする。第２図は第１図のII−II断面を示す。連結管
12を複数の棒あるいは管としても同様の効果となる。第
３図は第１図のIII−III断面を示す。本実施例では中央
の燃料棒５の一本をスペーサ支持棒９としているが、ス
ペーサ支持棒９は、複数とすることもできる。また、ス
ペーサ支持棒は、核分裂性物質を含まない棒としてもよ
い。
型高転換炉の上部格子板２と下部格子板３（従来の沸騰
水型原子炉の上部格子板と下部格子板と同じレベルに配
置されている）に支持される長さのチャンネルボックス
を有している。本実施例の燃料集合体１は、第１図に示
すようにチャンネルボックス４の軸方向長さの約半分の
長さを有する複数の燃料棒５、核燃料棒５の上下端を保
持する中間タイプレート７及び下部タイプレート６と、
燃料棒５の相互間隔を保持するスペーサ８とを有してい
る。スペーサ８はスペーサ支持棒９により支持される。
中間タイプレート７より上方部分のチャンネルボックス
４内には、燃料棒５が存在しない。燃料集合体１の上端
部には、上部タイプレート10が設けられる。上部タイプ
レート10にはチャンネルボックス４及びファスナが取付
けられている。上部タイプレート10は、中間タイプレー
ト７と連結管12で結ばれ、燃料集合体の重量を支える役
目をする。第２図は第１図のII−II断面を示す。連結管
12を複数の棒あるいは管としても同様の効果となる。第
３図は第１図のIII−III断面を示す。本実施例では中央
の燃料棒５の一本をスペーサ支持棒９としているが、ス
ペーサ支持棒９は、複数とすることもできる。また、ス
ペーサ支持棒は、核分裂性物質を含まない棒としてもよ
い。
第５図は圧力損失とチャンネルボックス長さ、燃料棒長
さの関係を示す。
さの関係を示す。
プルトニウムへの転換比を大きくするためには燃料ピッ
チを小さくする必要がある。これによる圧力損失の増加
を抑制するために、燃料棒５が短かくなっている。転換
比と圧力損失とのバランスから燃料棒５の長さは、従来
の沸騰水型原子炉心の上下格子板間隔程度の長さを有す
るチャンネルボックス長さの1/3〜2/3とするのがよい。
チを小さくする必要がある。これによる圧力損失の増加
を抑制するために、燃料棒５が短かくなっている。転換
比と圧力損失とのバランスから燃料棒５の長さは、従来
の沸騰水型原子炉心の上下格子板間隔程度の長さを有す
るチャンネルボックス長さの1/3〜2/3とするのがよい。
第６図は、本実施例の燃料棒集合体１とホロワー付制御
棒13との運転時の位置関係を示している。
棒13との運転時の位置関係を示している。
本燃料集合体１は、長尺ホロワー付制御棒13のホロワー
部（中性子を吸収しない材質、例えばジルコニウム合金
からなる）15及び中性子吸収材部（例えばB4Cを充填）1
6と燃料有効部（燃料集合体１内の燃料物質充填域）14
との関係で高転換状態とバーナー運転状態とを実現する
のに好適な形状をしている。すなわち、原子炉停止時ま
たは出力運転時の反応度制御時は、中性子吸収材部16が
燃料有効部14に隣接する形となり、ホロワー部15がチャ
ンネルボックス４を案内として安定に挿入できることに
なる。また、ホロワー部15が燃料有効部14に隣接する場
合（第６図（Ｂ）に示す燃料サイクル前半の高転換運転
時）、チャンネルボックス外側の水排除によりH/HMが小
さくなりウラン238のプルトニウム239への転換が向上す
る。また第６図（Ｃ）に示す燃料サイクル後半のバーナ
運転時の如く長尺ホロワー付制御棒13を全引抜するとH/
HMが大きくなり転換されたプルトニウムの燃焼が促進さ
れることになる。
部（中性子を吸収しない材質、例えばジルコニウム合金
からなる）15及び中性子吸収材部（例えばB4Cを充填）1
6と燃料有効部（燃料集合体１内の燃料物質充填域）14
との関係で高転換状態とバーナー運転状態とを実現する
のに好適な形状をしている。すなわち、原子炉停止時ま
たは出力運転時の反応度制御時は、中性子吸収材部16が
燃料有効部14に隣接する形となり、ホロワー部15がチャ
ンネルボックス４を案内として安定に挿入できることに
なる。また、ホロワー部15が燃料有効部14に隣接する場
合（第６図（Ｂ）に示す燃料サイクル前半の高転換運転
時）、チャンネルボックス外側の水排除によりH/HMが小
さくなりウラン238のプルトニウム239への転換が向上す
る。また第６図（Ｃ）に示す燃料サイクル後半のバーナ
運転時の如く長尺ホロワー付制御棒13を全引抜するとH/
HMが大きくなり転換されたプルトニウムの燃焼が促進さ
れることになる。
第７図は、転換比を向上するのに好適なチャンネルボッ
クスの変形例を示すものである。正方形のチャンネルボ
ックス４に稠密格子を組込むと例えば17行15列となりチ
ャンネルボックス４内に、燃料棒ピッチが広くなる部分
が生じる。このためチャンネルボックス４の内壁に断面
形状が半円形をした突起17をつけることにより、更に転
換比を向上することが可能である。
クスの変形例を示すものである。正方形のチャンネルボ
ックス４に稠密格子を組込むと例えば17行15列となりチ
ャンネルボックス４内に、燃料棒ピッチが広くなる部分
が生じる。このためチャンネルボックス４の内壁に断面
形状が半円形をした突起17をつけることにより、更に転
換比を向上することが可能である。
第８図は、チャンネルボックスの鳥瞰図であり半円形の
突起17を示すものである。本突起部17は燃料棒有効部だ
けに限ってもよく、チャンネルボックスの強度を増すた
めにその一部または全部をチャンネルボックス全長に設
けてもよい。
突起17を示すものである。本突起部17は燃料棒有効部だ
けに限ってもよく、チャンネルボックスの強度を増すた
めにその一部または全部をチャンネルボックス全長に設
けてもよい。
本発明によれば、従来の沸騰水型原子炉の炉内構造を大
幅に変更することなしに、稠密格子状に配列された燃料
棒による転換比の向上効果を維持しつつ、燃料集合体と
しての圧力損失を低減することができる。
幅に変更することなしに、稠密格子状に配列された燃料
棒による転換比の向上効果を維持しつつ、燃料集合体と
しての圧力損失を低減することができる。
第１図は本発明の一実施例の燃料集合体の縦断面図、第
２図は第１図のII−II断面図、第３図は第１図のIII−I
II断面図、第４図は第１図の燃料集合体を装荷した原子
炉の縦断面図、第５図は、圧力損失とチャンネルボック
ス長さ燃料棒長さの関係を示す特性図、第６図は炉心に
装荷した第１図の燃料集合体と制御棒との運転時の位置
関係を示す図、第７図は、第１図のチャンネルボックス
の他の実施例横断面図第８図は、第７図のチャンネルボ
ックスの鳥瞰図である。 １……燃料集合体、２……上部格子板、３……下部格子
板、４……チャンネルボックス、５……燃料棒、６……
下部タイプレート、７……中間タイプレート、８……ス
ペーサ、９……スペーサ支持棒、10……上部タイプレー
ト、12……連結管、13……長尺ホロワー付制御棒、15…
…ホロワー部、16……中性子吸収材部。
２図は第１図のII−II断面図、第３図は第１図のIII−I
II断面図、第４図は第１図の燃料集合体を装荷した原子
炉の縦断面図、第５図は、圧力損失とチャンネルボック
ス長さ燃料棒長さの関係を示す特性図、第６図は炉心に
装荷した第１図の燃料集合体と制御棒との運転時の位置
関係を示す図、第７図は、第１図のチャンネルボックス
の他の実施例横断面図第８図は、第７図のチャンネルボ
ックスの鳥瞰図である。 １……燃料集合体、２……上部格子板、３……下部格子
板、４……チャンネルボックス、５……燃料棒、６……
下部タイプレート、７……中間タイプレート、８……ス
ペーサ、９……スペーサ支持棒、10……上部タイプレー
ト、12……連結管、13……長尺ホロワー付制御棒、15…
…ホロワー部、16……中性子吸収材部。
Claims (3)
- 【請求項１】稠密格子状に配列された複数の燃料棒と、
これを取り囲むチャンネルボックスとを有する燃料集合
体において、 前記チャンネルボックスは、前記複数の燃料棒が装荷さ
れる下部領域と、該下部領域の上部に位置し前記複数の
燃料棒が装荷されない上部領域とを有し、 前記複数の燃料棒の長さは、前記チャンネルボックスの
長さの1/3〜2/3であることを特徴とする燃料集合体。 - 【請求項２】前記チャンネルボックスの横断面形状が正
方形で、且つ前記複数の燃料棒の配列が正三角形格子形
状である特許請求の範囲第１項記載の燃料集合体。 - 【請求項３】前記チャンネルボックスは、内面の一部に
半円形又は半円形に近い形状の突起部を有する特許請求
の範囲第１項記載の燃料集合体。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61114607A JPH0721543B2 (ja) | 1986-05-21 | 1986-05-21 | 燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61114607A JPH0721543B2 (ja) | 1986-05-21 | 1986-05-21 | 燃料集合体 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62273485A JPS62273485A (ja) | 1987-11-27 |
| JPH0721543B2 true JPH0721543B2 (ja) | 1995-03-08 |
Family
ID=14642090
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61114607A Expired - Lifetime JPH0721543B2 (ja) | 1986-05-21 | 1986-05-21 | 燃料集合体 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0721543B2 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH1123765A (ja) * | 1997-05-09 | 1999-01-29 | Toshiba Corp | 原子炉の炉心 |
Family Cites Families (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS60224092A (ja) * | 1984-04-20 | 1985-11-08 | 株式会社東芝 | 燃料集合体 |
| JPS6171389A (ja) * | 1984-09-17 | 1986-04-12 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
-
1986
- 1986-05-21 JP JP61114607A patent/JPH0721543B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS62273485A (ja) | 1987-11-27 |
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