JPS58135989A - 沸騰水型原子炉燃料集合体 - Google Patents
沸騰水型原子炉燃料集合体Info
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- JPS58135989A JPS58135989A JP57017504A JP1750482A JPS58135989A JP S58135989 A JPS58135989 A JP S58135989A JP 57017504 A JP57017504 A JP 57017504A JP 1750482 A JP1750482 A JP 1750482A JP S58135989 A JPS58135989 A JP S58135989A
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- 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
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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
- G21C3/326—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
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- 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
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
【発明の詳細な説明】
本発明は、原子炉に係り、特に、安全性、耐震性、安定
性、燃料傭全性、燃料経済性に好適な燃料集合体を有す
る原子炉に関する。
性、燃料傭全性、燃料経済性に好適な燃料集合体を有す
る原子炉に関する。
沸騰水源原子炉は、商用炉が実用化して以来。
燃料集合体の燃料棒の格子が、７行７列から８行８列に
変更されたが、燃料集合体Ｋｍ荷されるウラン量は、は
ぼ変化がないように設計されてきた。
変更されたが、燃料集合体Ｋｍ荷されるウラン量は、は
ぼ変化がないように設計されてきた。
これは、炉心Ｏ特性が、水対ウランの比の値に大きく依
存するためで、この基本方針は１部分的な設計変更を行
う場合には無難な考え方であるといえる。最近、燃料の
傭全性向上策の１つとして。
存するためで、この基本方針は１部分的な設計変更を行
う場合には無難な考え方であるといえる。最近、燃料の
傭全性向上策の１つとして。
燃料ペレットの中心に直径３■１１Ｆｉｔの空孔を設け
ることが提案されている。この場合も、空孔の大きさを
、ウラン量の変化が１０％以下になるようにして、出力
係数の変化を従来通〕維持するよう留意されている。
ることが提案されている。この場合も、空孔の大きさを
、ウラン量の変化が１０％以下になるようにして、出力
係数の変化を従来通〕維持するよう留意されている。
一万、軽水炉の安全に対する考え方が、こ０２０年の間
に少しずつ変化している。開発歯切は。
に少しずつ変化している。開発歯切は。
何等かの原因で出力が上昇し、減速材中のボイド量が増
加した時、出力が自動的に低下するいわゆる出力の自己
制御性をつかさどる負の出力係数が大きいほど安全であ
ると考えられ、その思想の下で設計されていた。しかし
、主蒸気隔離弁閉や給水喪失等のボイドがつぶれる加圧
冷水過渡現象に対しては、不必要に大きな負の出力係数
を有することは、安定性を悪くすることＫつながり易い
。
加した時、出力が自動的に低下するいわゆる出力の自己
制御性をつかさどる負の出力係数が大きいほど安全であ
ると考えられ、その思想の下で設計されていた。しかし
、主蒸気隔離弁閉や給水喪失等のボイドがつぶれる加圧
冷水過渡現象に対しては、不必要に大きな負の出力係数
を有することは、安定性を悪くすることＫつながり易い
。
又、再処理のコストが、ウラン濃縮のコストを上まわっ
ている現在では、核分裂に直接寄与しないウラン−２３
８を炉心に多量に装荷し再処理施設に這ぶことは、燃料
サイクルコストＯ上昇につながるとともに１炉心を不必
要に重くして、耐震性を低下させる原因となっている。
ている現在では、核分裂に直接寄与しないウラン−２３
８を炉心に多量に装荷し再処理施設に這ぶことは、燃料
サイクルコストＯ上昇につながるとともに１炉心を不必
要に重くして、耐震性を低下させる原因となっている。
本発明の目的は、炉心の耐震性を向上させるとと−に、
過渡時Ｏ出力変化Ｏ小さ％／ｍ原子炉を提供することＫ
ある。
過渡時Ｏ出力変化Ｏ小さ％／ｍ原子炉を提供することＫ
ある。
沸騰水型原子−において、燃料集合体の上下両端部をの
ぞ匹た中央部の８０％部分でチャンネルボックス内の断
面積１７５５ｇ”長さ１４２ｗあえ）のウラン・プルト
ニウム装荷量荷重量を従来燃料集合体の値α４７に１１
か６ （１４０１！＋ト０．２８ＫｔＯｆｌｌｌＥ変更
するととにより、安定性、急激な出力変更時の燃料健全
性、耐震性燃料経済性を向上させ、過渡時の出力変化を
小さくする。
ぞ匹た中央部の８０％部分でチャンネルボックス内の断
面積１７５５ｇ”長さ１４２ｗあえ）のウラン・プルト
ニウム装荷量荷重量を従来燃料集合体の値α４７に１１
か６ （１４０１！＋ト０．２８ＫｔＯｆｌｌｌＥ変更
するととにより、安定性、急激な出力変更時の燃料健全
性、耐震性燃料経済性を向上させ、過渡時の出力変化を
小さくする。
このような新しい概念を可能くしたものは、負のボイド
係数を小さくすると出力の自己制御性がわるくなｎ、Ｉ
１１縮ｆｔ上げると燃料ナイクルコストが高くなるとい
う常識を打破つ九ことによる。
係数を小さくすると出力の自己制御性がわるくなｎ、Ｉ
１１縮ｆｔ上げると燃料ナイクルコストが高くなるとい
う常識を打破つ九ことによる。
現在、ＢＷＲの代表的な取替用燃料集合体は。
濃縮ｆ２．８重量％、平均数シ出し燃焼１１Ｊ８０００
ＭＷＤ／Ｔ、その燃料で構成される炉心のボイド係数は
−１２セント／％ボイドである。こＯ燃料集合体の濃縮
度を＆２重量％に上昇させて、Ｖ＆荷クりン量を従来の
８０％にすると、燃料集合体が全寿命中に出す出力は、
従来の燃料集合体とほぼ同じである。その燃料集合体で
構成される炉心のボイド係数は、従来の約７５％であり
、必要な天然ウラン量は約７％節約でき、しかも濃縮に
要する８ＷＵは従来の燃料集合体とほぼ同じである。
ＭＷＤ／Ｔ、その燃料で構成される炉心のボイド係数は
−１２セント／％ボイドである。こＯ燃料集合体の濃縮
度を＆２重量％に上昇させて、Ｖ＆荷クりン量を従来の
８０％にすると、燃料集合体が全寿命中に出す出力は、
従来の燃料集合体とほぼ同じである。その燃料集合体で
構成される炉心のボイド係数は、従来の約７５％であり
、必要な天然ウラン量は約７％節約でき、しかも濃縮に
要する８ＷＵは従来の燃料集合体とほぼ同じである。
このような炉心について、過渡解析を実施した結果、負
０出力係数が有効な考慮すべきすべての事故にりいては
、殆んど変化がなかった。これは。
０出力係数が有効な考慮すべきすべての事故にりいては
、殆んど変化がなかった。これは。
ある一定収上の大きさの負の出力係数が出力の自己制御
性に効果がないことを示している。ｔた。
性に効果がないことを示している。ｔた。
ＭＷＤ轟〕の濃縮度を従来よ〕高くシ、ウラン装荷量を
少くすることは、中性子利用率を向上できると共に、新
燃料集合体の中性子増倍率を増大できる。このため、同
時に炉心に滞在する取出し直前の燃料集合体の中性子増
倍率を従来よシ低くすることができ、結果的には燃料経
済性が向上する。
少くすることは、中性子利用率を向上できると共に、新
燃料集合体の中性子増倍率を増大できる。このため、同
時に炉心に滞在する取出し直前の燃料集合体の中性子増
倍率を従来よシ低くすることができ、結果的には燃料経
済性が向上する。
また、別の見方をすると、ＢＷＲから取出される使用済
燃料集合体中のウラン−２３５０ａＫは。
燃料集合体中のウラン−２３５０ａＫは。
約０．８重量％である。一方、濃縮プラントのテイルと
して劣化ウラン中のウラ７−２３６の濃度は０．２重量
％であるので、濃縮プラントで出来るだけ活用する方が
、ウラン−２３５を有効に利用することが出来るとｉえ
る。
して劣化ウラン中のウラ７−２３６の濃度は０．２重量
％であるので、濃縮プラントで出来るだけ活用する方が
、ウラン−２３５を有効に利用することが出来るとｉえ
る。
従って冒ＷＸにのべた種類の燃料集合体くおいて本発明
によ９１次のようにして、安全性、耐震性。
によ９１次のようにして、安全性、耐震性。
安定性、燃料健全性、燃料経済性の向上を達成出来たこ
とは極めて注目に値する。
とは極めて注目に値する。
単位体積めた９０ウラン・プルトニウム装荷量を少なく
する九めＫは、燃料棒を細くすればよいと考えられるが
、燃料棒Ｏ表面積が減少して、熱的条件がきびしくなる
。
する九めＫは、燃料棒を細くすればよいと考えられるが
、燃料棒Ｏ表面積が減少して、熱的条件がきびしくなる
。
熱的条件が、現在よｐｉｌびしくならないで、上記の目
的を達成する方法として１次の３つの方法が考えられる
。
的を達成する方法として１次の３つの方法が考えられる
。
第１は、燃料棒の中心部に大きな空孔を設け。
アニユラ−状の燃料ペレットを採用する。その際燃料ベ
レットの割れによる落下を防とするため、中空部に、ジ
ルカロイ管、黒鉛管や、ジルコニウム、黒鉛、シリコン
等で構成される低ｔｍｌｔの繊細状のもので、内部ｔナ
ボートすることが考えられる。又、アユ３ラー化によシ
、燃料ペレット内の温度差も小さくなるので、ファイン
・セラミック技術等の併用で割れないペレツナの実現も
可能である。また、ペレットの高さを低くして、ワッシ
ャー状のペレットにすることくよｐ、燃料ベレットの割
れ防止を促進出来る。
レットの割れによる落下を防とするため、中空部に、ジ
ルカロイ管、黒鉛管や、ジルコニウム、黒鉛、シリコン
等で構成される低ｔｍｌｔの繊細状のもので、内部ｔナ
ボートすることが考えられる。又、アユ３ラー化によシ
、燃料ペレット内の温度差も小さくなるので、ファイン
・セラミック技術等の併用で割れないペレツナの実現も
可能である。また、ペレットの高さを低くして、ワッシ
ャー状のペレットにすることくよｐ、燃料ベレットの割
れ防止を促進出来る。
１１ｉ２の方法は、ウラン・プルトニウムの酸化物粉末
の中に、熱伝導性が高く、中性子吸収が小さい物質を混
入させる。そＯ物質としては、８ｉＣ。
の中に、熱伝導性が高く、中性子吸収が小さい物質を混
入させる。そＯ物質としては、８ｉＣ。
ＢｅＯ等が考えられる
ｌ［３の方法は、Ｍ在の８行８列の格子状の燃料棒の配
タ１１ｔ−９行９列の格子状の配列にして、熱的条件を
緩和し死後、ウラン・プルトニウム装荷量を少なくシ、
かつ冷却材の圧損を低減するため。
タ１１ｔ−９行９列の格子状の配列にして、熱的条件を
緩和し死後、ウラン・プルトニウム装荷量を少なくシ、
かつ冷却材の圧損を低減するため。
従来一般にいわれている９行９列格子用の燃料棒よｐ直
径をさらに細くする。その結果生じた圧損の余裕分で、
スペーサを追加し、燃料棒か細くなるために生じる燃料
棒のまが９やすさを防止し、従来の９行９列格子のもっ
ていた欠点を解消出来る。又燃料ペレットの中心部に直
ＮＬ３１ＩＩＩ＃Ｉ後の中空部分を設け、燃料棒の表面
積の増大と燃料棒中心＠度の低減をはかることが出来る
。さらに、９行９列格子にすることによシ、水ｐツドの
数を現状の２本から２〜５本に増加させることが可能に
なり、中性子利用率を向上させ、燃料集合体内の出力分
布を平坦化出来るととによシ、燃料経済性が向上する。
径をさらに細くする。その結果生じた圧損の余裕分で、
スペーサを追加し、燃料棒か細くなるために生じる燃料
棒のまが９やすさを防止し、従来の９行９列格子のもっ
ていた欠点を解消出来る。又燃料ペレットの中心部に直
ＮＬ３１ＩＩＩ＃Ｉ後の中空部分を設け、燃料棒の表面
積の増大と燃料棒中心＠度の低減をはかることが出来る
。さらに、９行９列格子にすることによシ、水ｐツドの
数を現状の２本から２〜５本に増加させることが可能に
なり、中性子利用率を向上させ、燃料集合体内の出力分
布を平坦化出来るととによシ、燃料経済性が向上する。
以下１本発明を実施例によす説明する。
上述した第１の方法による本発明の好適な一実施例であ
るＢＷＲ燃料集合体の横断面ｌ！ｉｌＩを第１図に示す
、燃料集合体は、８行８列の正方格子に配列された燃料
棒１およびウォータ闘ツド２とそれを囲むチャンネルボ
ックス３から構成される。チャンネルボックス３内の燃
料棒１およびクォータロッド２間に、冷却材の流れる流
路が存在する。
るＢＷＲ燃料集合体の横断面ｌ！ｉｌＩを第１図に示す
、燃料集合体は、８行８列の正方格子に配列された燃料
棒１およびウォータ闘ツド２とそれを囲むチャンネルボ
ックス３から構成される。チャンネルボックス３内の燃
料棒１およびクォータロッド２間に、冷却材の流れる流
路が存在する。
燃料集合体間には、制御棒４が挿入される。本発明では
、燃料棒内部を除き、従来のＢＷＲ燃料集合体と同一の
形状をとっている。燃料棒内部は。
、燃料棒内部を除き、従来のＢＷＲ燃料集合体と同一の
形状をとっている。燃料棒内部は。
第２図に示すごとく、被覆管５内に外径１α３１■。
内径親９５■の燃料ペレット６を配置し、さもＫその内
部に、円筒状の低密寂の繊維状の黒鉛７を挿入し、燃料
ベレットの割れＫよる落下を防止している０本実施例で
は１円環状の燃料ペレットを採用することによシ、ウラ
ン装荷量を従来の２／３に、ｔた燃料集合体重量を８０
％に低減し、さら罠、燃料棒外径を従来と同一とするこ
とＫより。
部に、円筒状の低密寂の繊維状の黒鉛７を挿入し、燃料
ベレットの割れＫよる落下を防止している０本実施例で
は１円環状の燃料ペレットを採用することによシ、ウラ
ン装荷量を従来の２／３に、ｔた燃料集合体重量を８０
％に低減し、さら罠、燃料棒外径を従来と同一とするこ
とＫより。
熱的条件を従来と全く同じにしている。
燃料集合体が全寿命中に出す出力が一定となる濃縮度と
装荷ウラン量の関係を票３図に示す、これよシ装荷ウラ
ン量を従来の２／３とした本実施例では、燃料集合体の
平均員縮変が表１重量％。
装荷ウラン量の関係を票３図に示す、これよシ装荷ウラ
ン量を従来の２／３とした本実施例では、燃料集合体の
平均員縮変が表１重量％。
水対ウラン比（原子数比）が従来のＬ５倍となる。
水対ウラン比を大きくすることで中性子の熱化が進み、
ウラン２３５の有効利用を図ると同時に。
ウラン２３５の有効利用を図ると同時に。
ボイド係数の絶対値を減少でき、制御棒価値を増加で自
る。第４図にボイド係数及び制御棒価値と装荷ウラン量
の関係を示す１本実施例の場合、ボイド係数は従来の約
６ｓ％となシ、負の出力係数を小さくした炉心となる。
る。第４図にボイド係数及び制御棒価値と装荷ウラン量
の関係を示す１本実施例の場合、ボイド係数は従来の約
６ｓ％となシ、負の出力係数を小さくした炉心となる。
一方制御棒価値は従来より約１３％増加する。これＫよ
り、制御棒内に収納されるＢ４ Ｃの表面積を低減する
ことができ。
り、制御棒内に収納されるＢ４ Ｃの表面積を低減する
ことができ。
Ｂ４Ｃと構造材との間隙の増大により、制御棒の寿命を
延ばすことが可能となる。
延ばすことが可能となる。
１１！５図に、ボイド反応度係数の変化が炉心安定性に
及ぼす影響を示す０図Ｋかｉで、横軸は従来の燃料集合
体のボイド反応度係数をＬＯＫ規格化して示したボイド
反応度係数であり、縦軸は炉心安定性についての減幅比
である。ここで、減幅比は原子炉の運転状態により変化
するが、因には、炉心安定性が最も悪くなる自然循環最
大出力運転状態における減幅比の変化を示した１図から
、燃料集合体に装荷するウラン量を少なくシ、負のボイ
ド反応度係数を小さくすることＫより炉心安定性は向上
できることがわかる。なお、他の運転状態においても、
減幅比の絶対値は異なるが、ボイド反応度係数の減少く
より炉心安定性は向上する。
及ぼす影響を示す０図Ｋかｉで、横軸は従来の燃料集合
体のボイド反応度係数をＬＯＫ規格化して示したボイド
反応度係数であり、縦軸は炉心安定性についての減幅比
である。ここで、減幅比は原子炉の運転状態により変化
するが、因には、炉心安定性が最も悪くなる自然循環最
大出力運転状態における減幅比の変化を示した１図から
、燃料集合体に装荷するウラン量を少なくシ、負のボイ
ド反応度係数を小さくすることＫより炉心安定性は向上
できることがわかる。なお、他の運転状態においても、
減幅比の絶対値は異なるが、ボイド反応度係数の減少く
より炉心安定性は向上する。
燃料棒の憤食性維持のためには、被覆管への機械的荷重
および核分裂生成物（ＦＰ）の燃料ペレットからの放出
を低減することが望ましい。燃料ペレットからのＦＰ放
出は、慾料温ｆＫ強＜依存し、温度が高いほど放出量が
多くなる。本実施例の燃料棒と従来型燃料棒の照射全期
間中の燃料最高温度の比較を第６８ＥＩＫ示す１本実施
例では、燃料最高温度をおよそ従来の１６００［有］為
ら１２００Ｃに低減でき、その結果、ＦＰの放出量ｔ−
ａ行燃料棒にくらべおよそ１／３に低減できる。
および核分裂生成物（ＦＰ）の燃料ペレットからの放出
を低減することが望ましい。燃料ペレットからのＦＰ放
出は、慾料温ｆＫ強＜依存し、温度が高いほど放出量が
多くなる。本実施例の燃料棒と従来型燃料棒の照射全期
間中の燃料最高温度の比較を第６８ＥＩＫ示す１本実施
例では、燃料最高温度をおよそ従来の１６００［有］為
ら１２００Ｃに低減でき、その結果、ＦＰの放出量ｔ−
ａ行燃料棒にくらべおよそ１／３に低減できる。
一方、燃料温度を低減したことくよシ、燃料ペレットの
膨張を小さくおさえることが可能となる。
膨張を小さくおさえることが可能となる。
これＫより、出力上昇時に被覆管にかかる機械的荷重が
低減される。１１７図に、燃焼末期に、線出力帯ｆ８Ｋ
Ｗ／ｆｔから１３．４ ＫＷ／ｆｔ Ｋ出力を急上昇し
た際に１被覆管に生じる応力を比較して示す０本発明で
使用する熱料ベレットは、熱膨張が小さいため最大線出
力帯１［１＆４ＫＷ／ｆｔＫおける応力は現行燃料棒に
くらべ２／３に低減することができる。
低減される。１１７図に、燃焼末期に、線出力帯ｆ８Ｋ
Ｗ／ｆｔから１３．４ ＫＷ／ｆｔ Ｋ出力を急上昇し
た際に１被覆管に生じる応力を比較して示す０本発明で
使用する熱料ベレットは、熱膨張が小さいため最大線出
力帯１［１＆４ＫＷ／ｆｔＫおける応力は現行燃料棒に
くらべ２／３に低減することができる。
また、燃料温ｇＣ）低減は、高燃焼時に被覆管履性歪み
増加の原因となる燃料スウエリンダ低減に有効である。
増加の原因となる燃料スウエリンダ低減に有効である。
１Ｅ７ａＫ現行燃料棒と本発明に使用する燃料棒の燃焼
末ｓＫおける被覆管朧性歪みを比較した。本発−に使用
する燃料棒Ｏ被覆管履性歪みは、現行燃料棒のおよそ７
／１０に低減できる。
末ｓＫおける被覆管朧性歪みを比較した。本発−に使用
する燃料棒Ｏ被覆管履性歪みは、現行燃料棒のおよそ７
／１０に低減できる。
以上の点から１本発明の燃料集合体で使用する燃料棒は
、急激な出力上昇時および高燃焼時における燃料健全性
を向上することが可能である。
、急激な出力上昇時および高燃焼時における燃料健全性
を向上することが可能である。
第８図は、原子炉ａ！と燃料集合体との固有周期差がα
０４秒である原子炉ナイ）Ｋおける。地震時の燃料集合
体の応答変位を示しえものである。
０４秒である原子炉ナイ）Ｋおける。地震時の燃料集合
体の応答変位を示しえものである。
本実施例では、装荷ウラン量が従来０２／３．ｔた燃料
集合体の重量が従来の８０％であるため。
集合体の重量が従来の８０％であるため。
集合体の固有周期が１２％短くなる。その結果。
原子炉建屋と燃料集合体の固有周期差はｓＯ％増加し、
地震時の集合体の応答変位を約３０％低減することがで
きる。ま九−地盤剛性が大きく、原子炉建屋と燃料集合
体との固有周期差がα０４秒よシ小さい原子炉サイトで
は、燃料集合体の応答変位を上記Ｏ値以上に低減するこ
とができる。したがって１本実施例で＃′ｉ、耐震性の
向上によシ。
地震時の集合体の応答変位を約３０％低減することがで
きる。ま九−地盤剛性が大きく、原子炉建屋と燃料集合
体との固有周期差がα０４秒よシ小さい原子炉サイトで
は、燃料集合体の応答変位を上記Ｏ値以上に低減するこ
とができる。したがって１本実施例で＃′ｉ、耐震性の
向上によシ。
原子炉設置場所を、地震最大加速度が従来より約３０％
低減大１１い地区にまで拡大することが可能となる。
低減大１１い地区にまで拡大することが可能となる。
前述した本発明の總３の方法による実施例を第９図に示
す。本実施例では、燃料棒の外径を細くすることＫよう
、ウラン装荷量の減少をはかる。
す。本実施例では、燃料棒の外径を細くすることＫよう
、ウラン装荷量の減少をはかる。
この場合、冷却材による燃料棒からの除熱面積が減少す
るため１図に示したように％現在の８行８列の格子を９
行９夕Ｕの格子に変更し、燃料棒１本あた〕の発熱量を
減少し、熱的秦件を緩和する。
るため１図に示したように％現在の８行８列の格子を９
行９夕Ｕの格子に変更し、燃料棒１本あた〕の発熱量を
減少し、熱的秦件を緩和する。
即ち、燃料集合体の発熱量が同一の場合、燃料棒１本あ
え〕の発熱量は従来の約８０％となる。その結果、最小
限界出力比ＭＣＰＲは、従来値に比べて６％増加し、熱
的余裕が増大する。本実施例では４本のウォータｐツド
を採用しているが、９行９列格子の場合、・２〜５本の
クォータロッドの採用が可能である。
え〕の発熱量は従来の約８０％となる。その結果、最小
限界出力比ＭＣＰＲは、従来値に比べて６％増加し、熱
的余裕が増大する。本実施例では４本のウォータｐツド
を採用しているが、９行９列格子の場合、・２〜５本の
クォータロッドの採用が可能である。
篇１０図は本実施例による燃料棒の横断面図である。被
覆管５の外径および肉厚は１α５５−に−よびα７７Ｉ
ＩＩＫであり、その内部には、外径＆８０■。
覆管５の外径および肉厚は１α５５−に−よびα７７Ｉ
ＩＩＫであり、その内部には、外径＆８０■。
内径３．０閣の、中空Ｏ燃料ベレット６が収納されてい
る。ウラン彊荷量は従来の８０％、ま九燃料集合体重量
は８８％である。
る。ウラン彊荷量は従来の８０％、ま九燃料集合体重量
は８８％である。
細径Ｏ燃料棒を採用した場合、燃料棒の曲げ剛性の減少
によって照射による−が９が増大する可能性がある。本
実施例では、スペーサの数を従来の７個から８個に増加
し、スペーサ間の軸方向の間隔’ｊ−１２％短くするこ
とによシ、燃料棒Ｏ−がシを従来値以下にすることがで
きる。スペーサの増加に伴って燃料集合体内の圧力損失
は約３％増加するが１本実施例では、燃料棒外径が従来
の８６％と細く、ぬれ縁長さが小さい丸め、燃料集合体
内の圧力損失が従来値以上に増大することはない。
によって照射による−が９が増大する可能性がある。本
実施例では、スペーサの数を従来の７個から８個に増加
し、スペーサ間の軸方向の間隔’ｊ−１２％短くするこ
とによシ、燃料棒Ｏ−がシを従来値以下にすることがで
きる。スペーサの増加に伴って燃料集合体内の圧力損失
は約３％増加するが１本実施例では、燃料棒外径が従来
の８６％と細く、ぬれ縁長さが小さい丸め、燃料集合体
内の圧力損失が従来値以上に増大することはない。
装荷ウラン量を従来の８０％とした本実施例では、燃料
集合体が全寿命中に出す出力を一定とするためには、集
合体平均濃縮度が＆２重量％となる。実施例ＩＫ比べて
、流路面積が約６％増加しているため、中性子の熱化が
従来の８行８列の燃料集合体よシ効果的に行われ、ウラ
ン２３５の有効利用がよ）−要因られる。その結果、必
要な天然ウラン量が約７％節約出来 ａ縮に要する８Ｗ
Ｕは従来とほぼ等しくできる。また本実施例の水対ウラ
ン比は従来の１．３倍となシ、ボイド係数は従来の約７
５％となる。また制御棒価値は従来よ）約１０％増加す
る１以上よ）本実施例でも実施例１同様、負の出力係数
が小さい炉心が実現できる。
集合体が全寿命中に出す出力を一定とするためには、集
合体平均濃縮度が＆２重量％となる。実施例ＩＫ比べて
、流路面積が約６％増加しているため、中性子の熱化が
従来の８行８列の燃料集合体よシ効果的に行われ、ウラ
ン２３５の有効利用がよ）−要因られる。その結果、必
要な天然ウラン量が約７％節約出来 ａ縮に要する８Ｗ
Ｕは従来とほぼ等しくできる。また本実施例の水対ウラ
ン比は従来の１．３倍となシ、ボイド係数は従来の約７
５％となる。また制御棒価値は従来よ）約１０％増加す
る１以上よ）本実施例でも実施例１同様、負の出力係数
が小さい炉心が実現できる。
実施例１で述べたように、燃料棒健全性維持には、でき
るだけ燃料温度を低減することが必要である１本燃料集
合体は、燃料ペレットを装填し九燃料棒が従来８×８集
合体の６２本から、７７本に増加したことによシ、集合
体単位長さ蟲９の出力は従来と同一で各燃料棒の線出力
密度ｔ６２７７７に低減できる。従って同一燃焼期間で
個々の燃料棒内に生成されるＦＰ量は減少する。本発明
の燃料集合体は、中空燃料ペレット装填燃料棒を使用し
ているため、上記の線出力密度低減の効果と併せて、燃
料温度を従来型の８行８列Ｏｍ料集合体の燃料棒にくら
べて大幅に低減できる。燃焼期間中の最高ａ変を＠１表
に示した。最高温度は。
るだけ燃料温度を低減することが必要である１本燃料集
合体は、燃料ペレットを装填し九燃料棒が従来８×８集
合体の６２本から、７７本に増加したことによシ、集合
体単位長さ蟲９の出力は従来と同一で各燃料棒の線出力
密度ｔ６２７７７に低減できる。従って同一燃焼期間で
個々の燃料棒内に生成されるＦＰ量は減少する。本発明
の燃料集合体は、中空燃料ペレット装填燃料棒を使用し
ているため、上記の線出力密度低減の効果と併せて、燃
料温度を従来型の８行８列Ｏｍ料集合体の燃料棒にくら
べて大幅に低減できる。燃焼期間中の最高ａ変を＠１表
に示した。最高温度は。
従来型燃料棒の１６００Ｃにくらべ５ｏｏｃ低減し１０
００ｔ：”となる。
００ｔ：”となる。
燃料棒内に生成されるＪＰ量が低減されていること、お
よび、燃料温度低減によＩＦＦ放出率が低減されている
ことの２点によＪＰ、燃料棒内へのＦＦ放出は従来の約
１１５におさえられる。被覆管内径が約４１５に減少し
ていることを考慮すると、被覆管内面に付着する腐食性
ＪＰ量は従来燃料棒の約１／４に低減できる。
よび、燃料温度低減によＩＦＦ放出率が低減されている
ことの２点によＪＰ、燃料棒内へのＦＦ放出は従来の約
１１５におさえられる。被覆管内径が約４１５に減少し
ていることを考慮すると、被覆管内面に付着する腐食性
ＪＰ量は従来燃料棒の約１／４に低減できる。
また、燃料ａｌｊｔ低減したことＫより出力上昇時の燃
料ベレツ）０熱膨彊および燃料スウェリングをおさえる
ことができ出力上昇時の被覆管応力。
料ベレツ）０熱膨彊および燃料スウェリングをおさえる
ことができ出力上昇時の被覆管応力。
および燃焼末期の被覆管塑性歪みを低減できる。
被覆管応力および被覆管塑性歪みを従来型燃料棒と比較
して第１表に示した。応力、歪み、いずれも従来型燃料
棒にくらべ低減できておｐ、燃料棒１．１１ 健全性維持に有効であることがわかる。
して第１表に示した。応力、歪み、いずれも従来型燃料
棒にくらべ低減できておｐ、燃料棒１．１１ 健全性維持に有効であることがわかる。
また１本実施例では、燃料集合体の重量を１２％低減で
きるため、地震時の集合体Ｏ応答変位を１０％以上低減
でき、耐震性を向上することができる。
きるため、地震時の集合体Ｏ応答変位を１０％以上低減
でき、耐震性を向上することができる。
さらに、ボイド係数を従来の約７５％に低減できるため
、炉心安定性を向上することができる。
、炉心安定性を向上することができる。
表１
１１１図は本発明の一実施例である燃料集合体の横断面
図、Ｉｓ２図は第１図に用匹られる燃料棒Ｏ横断面図、
第３図は装荷ウラン量と濃縮縦及び水対ウラン比の関係
を示す線図、第４図は装荷クラン量とボイド係数及び制
御棒価値Ｏ関係を示す線図 ｇｓ図は、ボイド反応度係
数と炉心安定性についての減幅比Ｏ関係を示す線図、ｍ
ｓ図は、装荷ウラン量とペレット中心空孔半径、および
燃料温度の関係を示す図、１１７図は装荷ウラン量と被
覆管応力、被覆管塑性歪みの関係を示す図、第８図は装
荷ウラン量と集合体の応答変位の関係を示す線図、第９
図は本発＠Ｏ他実施例でるる燃料集合体の横断面図、第
１０１ｉは１１９図に用＾られる燃料棒の横断面図であ
る。 １・・・燃料棒、２−・水ロッド、３・・・チャンネル
ボックス、４・・・制御棒、６・・・燃料ペレット、７
・・・１１［第 ３ 図 装荷ウラン量（相対値） 第 ４ 図 装造ウラン量（稽ｎ瀉） 奉 、５ 図 ボイド係牧 ウラン駿荷量輸村値つ
図、Ｉｓ２図は第１図に用匹られる燃料棒Ｏ横断面図、
第３図は装荷ウラン量と濃縮縦及び水対ウラン比の関係
を示す線図、第４図は装荷クラン量とボイド係数及び制
御棒価値Ｏ関係を示す線図 ｇｓ図は、ボイド反応度係
数と炉心安定性についての減幅比Ｏ関係を示す線図、ｍ
ｓ図は、装荷ウラン量とペレット中心空孔半径、および
燃料温度の関係を示す図、１１７図は装荷ウラン量と被
覆管応力、被覆管塑性歪みの関係を示す図、第８図は装
荷ウラン量と集合体の応答変位の関係を示す線図、第９
図は本発＠Ｏ他実施例でるる燃料集合体の横断面図、第
１０１ｉは１１９図に用＾られる燃料棒の横断面図であ
る。 １・・・燃料棒、２−・水ロッド、３・・・チャンネル
ボックス、４・・・制御棒、６・・・燃料ペレット、７
・・・１１［第 ３ 図 装荷ウラン量（相対値） 第 ４ 図 装造ウラン量（稽ｎ瀉） 奉 、５ 図 ボイド係牧 ウラン駿荷量輸村値つ
Claims (1)
- １、燃料集合体の上下両端部をのぞいた中央部の８０％
の部分で、チャンネルボックス内の１７５１ｙＰ１！長
さ１ｃｌＩＩＴｏたＢｏウラン及びプルトニウムの装荷
量が０．４０〜からα２８Ｘｆであることを％ｔとする
沸騰水ｉ１原子炉燃料集合体。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57017504A JPS58135989A (ja) | 1982-02-08 | 1982-02-08 | 沸騰水型原子炉燃料集合体 |
| EP83101133A EP0086427B1 (en) | 1982-02-08 | 1983-02-07 | Fuel assembly for boiling water reactor |
| US06/464,215 US4587089A (en) | 1982-02-08 | 1983-02-07 | Fuel assembly for boiling water reactor |
| DE8383101133T DE3363639D1 (en) | 1982-02-08 | 1983-02-07 | Fuel assembly for boiling water reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57017504A JPS58135989A (ja) | 1982-02-08 | 1982-02-08 | 沸騰水型原子炉燃料集合体 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58135989A true JPS58135989A (ja) | 1983-08-12 |
| JPH0379678B2 JPH0379678B2 (ja) | 1991-12-19 |
Family
ID=11945808
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57017504A Granted JPS58135989A (ja) | 1982-02-08 | 1982-02-08 | 沸騰水型原子炉燃料集合体 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4587089A (ja) |
| EP (1) | EP0086427B1 (ja) |
| JP (1) | JPS58135989A (ja) |
| DE (1) | DE3363639D1 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63231293A (ja) * | 1987-03-20 | 1988-09-27 | 株式会社日立製作所 | 原子炉の炉心 |
Families Citing this family (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0660948B2 (ja) * | 1985-04-12 | 1994-08-10 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
| SE450177B (sv) * | 1985-10-16 | 1987-06-09 | Asea Atom Ab | Kernbrenslepatron |
| DE3540466A1 (de) * | 1985-11-14 | 1987-05-21 | Kraftwerk Union Ag | Kernreaktorbrennelement |
| JP2510561B2 (ja) * | 1987-03-25 | 1996-06-26 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
| JP2510565B2 (ja) * | 1987-04-08 | 1996-06-26 | 株式会社日立製作所 | 原子炉の燃料集合体 |
| JP3253934B2 (ja) * | 1998-08-27 | 2002-02-04 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子炉 |
| JP4516085B2 (ja) * | 2007-02-28 | 2010-08-04 | 株式会社日立製作所 | 軽水炉 |
| US8894197B2 (en) | 2007-03-01 | 2014-11-25 | Seiko Epson Corporation | Ink set, ink-jet recording method, and recorded material |
| JP2009269397A (ja) | 2008-02-29 | 2009-11-19 | Seiko Epson Corp | 不透明層の形成方法、記録方法、インクセット、インクカートリッジ、記録装置 |
Family Cites Families (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3163584A (en) * | 1960-03-07 | 1964-12-29 | Commissariat Energie Atomique | Support housing for externally supporting fuel elements |
| FR1468898A (fr) * | 1957-09-20 | 1967-02-10 | Atomic Energy Authority Uk | Ensemble de cartouches de combustible en forme de tiges du type à dispersion d'une matière céramique |
| NL236251A (ja) * | 1958-04-04 | |||
| US3105026A (en) * | 1958-08-26 | 1963-09-24 | James J Dickson | Fuel elment for nuclear reactors |
| JPS5829877B2 (ja) * | 1976-09-25 | 1983-06-25 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子炉の炉心 |
| JPS5774689A (en) * | 1980-10-29 | 1982-05-10 | Hitachi Ltd | Fuel assembly |
| DE3266144D1 (en) * | 1981-05-15 | 1985-10-17 | Hitachi Ltd | Fuel assembly |
-
1982
- 1982-02-08 JP JP57017504A patent/JPS58135989A/ja active Granted
-
1983
- 1983-02-07 US US06/464,215 patent/US4587089A/en not_active Expired - Lifetime
- 1983-02-07 DE DE8383101133T patent/DE3363639D1/de not_active Expired
- 1983-02-07 EP EP83101133A patent/EP0086427B1/en not_active Expired
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63231293A (ja) * | 1987-03-20 | 1988-09-27 | 株式会社日立製作所 | 原子炉の炉心 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0379678B2 (ja) | 1991-12-19 |
| EP0086427B1 (en) | 1986-05-28 |
| US4587089A (en) | 1986-05-06 |
| EP0086427A1 (en) | 1983-08-24 |
| DE3363639D1 (en) | 1986-07-03 |
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