JPS58186081A - 核燃料集合体 - Google Patents
核燃料集合体Info
- Publication number
- JPS58186081A JPS58186081A JP57069135A JP6913582A JPS58186081A JP S58186081 A JPS58186081 A JP S58186081A JP 57069135 A JP57069135 A JP 57069135A JP 6913582 A JP6913582 A JP 6913582A JP S58186081 A JPS58186081 A JP S58186081A
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- Japan
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- nuclear fuel
- fuel
- cladding tube
- fuel element
- nuclear
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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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Fuel-Injection Apparatus (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
【発明の詳細な説明】
本発明は核燃料果合体に係シ、特に核燃料乗合体を４成
している各核燃４＋要素毎の核燃料物質（燃料ベレット
）からの核分裂生成ガス放出量を平均化するのに好適な
核燃料果合体に関するものである。
している各核燃４＋要素毎の核燃料物質（燃料ベレット
）からの核分裂生成ガス放出量を平均化するのに好適な
核燃料果合体に関するものである。
第１図は水冷却原子炉に用いられる核燃料果合体の構成
説明図である。核燃料果合体１は、複数本の核燃料要素
２を上部タイプレート３、下部タイグレート４およびス
ペーサ５を用いて断面が正方形になるように格子状に組
み立てた構成となっている。核燃料要素２としては、従
来、例えばジルコニウム合金の被覆管内に二酸化ウラン
等の核分裂性物質を円柱形状に成型、焼結した燃料ペレ
ットを装填し、被覆管内部のプレナム空間に初期封入ガ
スとして熱伝導率が大きいヘリウム（Ｈｅ）ガスを常圧
または３気圧で封入し、被覆管の両端を端栓にて密封し
たものが知られている。
説明図である。核燃料果合体１は、複数本の核燃料要素
２を上部タイプレート３、下部タイグレート４およびス
ペーサ５を用いて断面が正方形になるように格子状に組
み立てた構成となっている。核燃料要素２としては、従
来、例えばジルコニウム合金の被覆管内に二酸化ウラン
等の核分裂性物質を円柱形状に成型、焼結した燃料ペレ
ットを装填し、被覆管内部のプレナム空間に初期封入ガ
スとして熱伝導率が大きいヘリウム（Ｈｅ）ガスを常圧
または３気圧で封入し、被覆管の両端を端栓にて密封し
たものが知られている。
初期封入ガスの圧力は、次のような観点から所定の値に
決められている。すなわち、被覆管は、燃料ベレットが
冷却材または減速材と接触して化学的に反応するのを防
止し、また、燃料ペレットの核分裂によって生成される
高い放射能の核分裂生成物が冷却材中に放出されるのを
防止するという２つの主な作用を有している。このよう
な核燃料要素２において、燃料、すなわち、核分裂性物
質が核分裂して放射性のガスが生成されると、そのガス
の一部は・幡料ベレット内部に保留され、残りのガスは
燃料ベレットから被覆管内に放出される。
決められている。すなわち、被覆管は、燃料ベレットが
冷却材または減速材と接触して化学的に反応するのを防
止し、また、燃料ペレットの核分裂によって生成される
高い放射能の核分裂生成物が冷却材中に放出されるのを
防止するという２つの主な作用を有している。このよう
な核燃料要素２において、燃料、すなわち、核分裂性物
質が核分裂して放射性のガスが生成されると、そのガス
の一部は・幡料ベレット内部に保留され、残りのガスは
燃料ベレットから被覆管内に放出される。
このガス放出の割合は、燃料ベレットの温度が高ければ
高いほど多くなる。なお、この核分裂生成ガスは主にキ
セノン（Ｘｅ）、クリプトン（Ｋｒ）からなる。核分裂
によって生成されたガスは、あらかじめ核燃料要素２の
被覆管内に封入されたヘリウムガスよりも熱伝導率が小
さいので、核分裂生成ガスが被護管内に放出されると、
燃料ベレットと被覆管との間の熱伝達率が小さくなる。
高いほど多くなる。なお、この核分裂生成ガスは主にキ
セノン（Ｘｅ）、クリプトン（Ｋｒ）からなる。核分裂
によって生成されたガスは、あらかじめ核燃料要素２の
被覆管内に封入されたヘリウムガスよりも熱伝導率が小
さいので、核分裂生成ガスが被護管内に放出されると、
燃料ベレットと被覆管との間の熱伝達率が小さくなる。
なお、キセノンガス、クリプトンガスの熱伝導率は、ヘ
リウムガスのそれの約１／２０である。一方、運転時に
は着火の出力を出す核燃料要素において、それの燃料ベ
レットおよび被覆管の平均温度は、例えば、それぞれ１
２００７？、３５０Ｃ程度であり、被所管よりも燃料ベ
レットの方が大きく熱膨張する。したがって、運転時に
は被覆管が燃料ベレットに押し拡げられて歪む傾向があ
る。この傾向は、被覆管内に放出されるガスによる熱伝
達率の低下によって高められるので、上記熱伝達率を大
きくして熱放散によって燃料ベレットの温度を相対的に
下げ、被覆管の歪みを極力抑えることにより核燃料要素
としての信頼性を保持することが必要である。このため
、被覆管内に常温における圧力が３気圧程度となるよう
にヘリウムガスを封入することが提案されている。とこ
ろで、初期圧力を高めると、被覆管と燃料ベレットとの
間の熱伝達率が改善されるが、高くしすぎると、冷却材
喪失事故時に外圧が大気圧近くに下ったとき、被覆管が
過熱されているので、被覆管が破裂することになる。冷
却材喪失事故時に被覆管の破裂によって放出される核分
裂生成ガス量が処理可能の範囲内であれば、被覆管の破
裂は許容されるが、被覆管が大量に破裂することは望ま
しくない。したがって、従来の核燃料果合体１において
は、いずれの核燃料要素２にも１．５〜５気圧程、代表
的には３気圧のヘリウムガスを被覆管内に封入すること
が行われている。
リウムガスのそれの約１／２０である。一方、運転時に
は着火の出力を出す核燃料要素において、それの燃料ベ
レットおよび被覆管の平均温度は、例えば、それぞれ１
２００７？、３５０Ｃ程度であり、被所管よりも燃料ベ
レットの方が大きく熱膨張する。したがって、運転時に
は被覆管が燃料ベレットに押し拡げられて歪む傾向があ
る。この傾向は、被覆管内に放出されるガスによる熱伝
達率の低下によって高められるので、上記熱伝達率を大
きくして熱放散によって燃料ベレットの温度を相対的に
下げ、被覆管の歪みを極力抑えることにより核燃料要素
としての信頼性を保持することが必要である。このため
、被覆管内に常温における圧力が３気圧程度となるよう
にヘリウムガスを封入することが提案されている。とこ
ろで、初期圧力を高めると、被覆管と燃料ベレットとの
間の熱伝達率が改善されるが、高くしすぎると、冷却材
喪失事故時に外圧が大気圧近くに下ったとき、被覆管が
過熱されているので、被覆管が破裂することになる。冷
却材喪失事故時に被覆管の破裂によって放出される核分
裂生成ガス量が処理可能の範囲内であれば、被覆管の破
裂は許容されるが、被覆管が大量に破裂することは望ま
しくない。したがって、従来の核燃料果合体１において
は、いずれの核燃料要素２にも１．５〜５気圧程、代表
的には３気圧のヘリウムガスを被覆管内に封入すること
が行われている。
ところで、核燃料果合体１の各核燃料要素２の出力は、
燃焼が進むにつれてその相対比が変化する。第２図は第
１図の核燃料集合体の横断面を模式的に示した図で、６
は近接して配設された制御棒を示し、７，８はそれぞれ
核燃料果合体１の燃焼初期の出力が高いＵ Ｏ２燃料要
素、燃焼初期の出力が低いＵＯ２Ｇｄ２Ｏ３燃料要素を
示す。ＵＯ２燃料要素７は燃焼が進むにつれて出力の相
対比が低下し、ＵＯ２Ｇｄ２Ｏ３燃料要素８は燃焼が進
むにつれて出力の相対比が上昇する。第３図は燃焼度と
燃料ペレット平均温度との関係を示した線図で、８曲線
はＵ Ｏｚ燃料要素７．５曲線はＵ ０２−Ｇｄ２Ｏ３
燃料要素の場合を示す。すなわち、Ｕ ０２ Ｇｄ
２０３燃料要素８は、５曲線のように、燃焼が進んでか
らの燃料ペレット温度が高いため、核分裂生成ガスの燃
料ベレットからの放出量が多くなシ、燃料ベレットと被
覆管との間の熱伝達率が劣化するという問題を生ずる。
燃焼が進むにつれてその相対比が変化する。第２図は第
１図の核燃料集合体の横断面を模式的に示した図で、６
は近接して配設された制御棒を示し、７，８はそれぞれ
核燃料果合体１の燃焼初期の出力が高いＵ Ｏ２燃料要
素、燃焼初期の出力が低いＵＯ２Ｇｄ２Ｏ３燃料要素を
示す。ＵＯ２燃料要素７は燃焼が進むにつれて出力の相
対比が低下し、ＵＯ２Ｇｄ２Ｏ３燃料要素８は燃焼が進
むにつれて出力の相対比が上昇する。第３図は燃焼度と
燃料ペレット平均温度との関係を示した線図で、８曲線
はＵ Ｏｚ燃料要素７．５曲線はＵ ０２−Ｇｄ２Ｏ３
燃料要素の場合を示す。すなわち、Ｕ ０２ Ｇｄ
２０３燃料要素８は、５曲線のように、燃焼が進んでか
らの燃料ペレット温度が高いため、核分裂生成ガスの燃
料ベレットからの放出量が多くなシ、燃料ベレットと被
覆管との間の熱伝達率が劣化するという問題を生ずる。
本発明は上記に鑑みてなされたもので、その目的とする
ところは各核燃料要素毎の燃料ベレットからの核分裂生
成ガスの放出量を平均化することができる核燃料果合体
を提供することにある。
ところは各核燃料要素毎の燃料ベレットからの核分裂生
成ガスの放出量を平均化することができる核燃料果合体
を提供することにある。
本発明の特徴は、核燃料集合体を構成している複数本の
核燃料要素のうち、バーナプルポイズン入り核燃料要素
および制御棒に隣接する側に位置する核燃料要素のうち
少なくとも一方の核燃料要素の被覆管内にあらかじめ封
入する不活性ガス量を他の核燃料要素の被覆管内の不活
性ガス量より多くした点にある。
核燃料要素のうち、バーナプルポイズン入り核燃料要素
および制御棒に隣接する側に位置する核燃料要素のうち
少なくとも一方の核燃料要素の被覆管内にあらかじめ封
入する不活性ガス量を他の核燃料要素の被覆管内の不活
性ガス量より多くした点にある。
以下本発明を第４図、第５図に示した実施例および第３
図を用いて詳細に説明する。
図を用いて詳細に説明する。
第４図は本発明の核燃料集合体の一実施例を示す横断面
を模式的に示した図であり、第４図において、６は制御
棒を示し、１は核燃料集合体で、９はＵＯ２燃料要素、
１０は初期出力が低く、燃焼が進んでから出力が上昇す
るバーナプルポイズン入り、すなわち、Ｕ Ｏ２５重量
％Ｇｄ２Ｏ３燃料要素、１１けウォータロッドを示す。
を模式的に示した図であり、第４図において、６は制御
棒を示し、１は核燃料集合体で、９はＵＯ２燃料要素、
１０は初期出力が低く、燃焼が進んでから出力が上昇す
るバーナプルポイズン入り、すなわち、Ｕ Ｏ２５重量
％Ｇｄ２Ｏ３燃料要素、１１けウォータロッドを示す。
ところで、本発明の実施例においては、核燃料要素９，
１０はそれぞれ下記の仕様としである。
１０はそれぞれ下記の仕様としである。
Ｕ ０２燃料要素９
封入初期ヘリウム圧力 ３気圧
燃料がしめる長さ ３８１０關プレナム長
２０３閣ＵＯ２５重量％Ｇｄ２Ｏ３燃
料要素１０封入初期ヘリウム圧力 ６気圧 燃料がしめる長さ ３７０８關プレナム長
３０５關ここに、プレナム長とは核分
裂生成ガスが核燃料要素内圧を高めて被覆管に高い応力
が発生するのを防ぐため、被覆管内の上部に作られた空
間の長さであり、被覆管内に装填する燃料ベレットがし
める長さによって決まる。
２０３閣ＵＯ２５重量％Ｇｄ２Ｏ３燃
料要素１０封入初期ヘリウム圧力 ６気圧 燃料がしめる長さ ３７０８關プレナム長
３０５關ここに、プレナム長とは核分
裂生成ガスが核燃料要素内圧を高めて被覆管に高い応力
が発生するのを防ぐため、被覆管内の上部に作られた空
間の長さであり、被覆管内に装填する燃料ベレットがし
める長さによって決まる。
第４図に示した実施例によれば、ＵＯ２５重量％Ｇｄ２
Ｏ３燃料要素１０は、プレナム長をＵＯ２燃料要素９よ
り長くしてあり、かつ、封入初期ヘリウム圧力を００２
燃料要素９のそれよりも高くして、ＵＯ２燃料要素９に
比べて多量のヘリウムガスを封入し、である。そのため
、燃焼が進んで出力が上昇したときの被覆管と燃料ベレ
ットとの間の熱伝達率の劣化を防ぐことができ、燃焼度
と燃料ベレット平均温度との関係は、第３図に破線で示
したＣ曲線のようになり、従来の５曲線の場合よりも燃
料ベレット平均温度が相対的に小さくなる。したがって
、核燃料集合体の各燃料要素毎の燃料ベレットからの核
分裂生成ガスの放出量を平均化することができ、経済性
および冷却材喪失事故時の特性を悪化させないで、核燃
料集合体１の信頼性を高めることができる。
Ｏ３燃料要素１０は、プレナム長をＵＯ２燃料要素９よ
り長くしてあり、かつ、封入初期ヘリウム圧力を００２
燃料要素９のそれよりも高くして、ＵＯ２燃料要素９に
比べて多量のヘリウムガスを封入し、である。そのため
、燃焼が進んで出力が上昇したときの被覆管と燃料ベレ
ットとの間の熱伝達率の劣化を防ぐことができ、燃焼度
と燃料ベレット平均温度との関係は、第３図に破線で示
したＣ曲線のようになり、従来の５曲線の場合よりも燃
料ベレット平均温度が相対的に小さくなる。したがって
、核燃料集合体の各燃料要素毎の燃料ベレットからの核
分裂生成ガスの放出量を平均化することができ、経済性
および冷却材喪失事故時の特性を悪化させないで、核燃
料集合体１の信頼性を高めることができる。
第５図は本発明の他の実施例を示す第４図に相当する図
で、第４図と同一部分は同じ符号で示し、ここでは説明
を省略する。第５図においては、Ｕ Ｏ２燃料要素９の
うち、制御棒６側のコーナの制御棒６が引き抜かれたと
き出力が上昇する３本のＵ ０２燃料要素１２を下記の
仕様としである。
で、第４図と同一部分は同じ符号で示し、ここでは説明
を省略する。第５図においては、Ｕ Ｏ２燃料要素９の
うち、制御棒６側のコーナの制御棒６が引き抜かれたと
き出力が上昇する３本のＵ ０２燃料要素１２を下記の
仕様としである。
封入初期ヘリウム圧力 ５気圧
燃料がしめる長さ ３７０８關プレナム長
３０５寵なお、その他のＵ Ｏ２燃
料要素９、ＵＯ２５重量％Ｇｄ２Ｏ３燃料要素１０の仕
様については第４図の、場合と同・庫である。
３０５寵なお、その他のＵ Ｏ２燃
料要素９、ＵＯ２５重量％Ｇｄ２Ｏ３燃料要素１０の仕
様については第４図の、場合と同・庫である。
燃焼の進んだ核燃料果合体を特定の制御棒の囲りに装荷
し、この制御棒のみを使用して原子炉の運転を行う方法
が適用されるが、この場合、制御棒側のコーナの核燃料
乗合体の核燃料要素は、制御棒の効果によって、制御棒
が引き抜かれたときに相対的に出力が上昇する。上記の
場合、第５図の実施例に示したように、制御棒６側のコ
ーナのＵＯ２燃料要素１２の封入ヘリウムガス量を他の
Ｕ ０２燃料要素９より多くしておけば、相対的な出力
上昇による核分裂生成ガスの燃料ベレットからの放出を
抑えることができる。
し、この制御棒のみを使用して原子炉の運転を行う方法
が適用されるが、この場合、制御棒側のコーナの核燃料
乗合体の核燃料要素は、制御棒の効果によって、制御棒
が引き抜かれたときに相対的に出力が上昇する。上記の
場合、第５図の実施例に示したように、制御棒６側のコ
ーナのＵＯ２燃料要素１２の封入ヘリウムガス量を他の
Ｕ ０２燃料要素９より多くしておけば、相対的な出力
上昇による核分裂生成ガスの燃料ベレットからの放出を
抑えることができる。
以上説明したように、本発明によれば、核燃料果合体を
構成している各燃料要素のうちバーナプルポイズン入り
核燃料要素および制御棒に隣接す（９） る側に位置する核燃料要素の燃料ベレットと被覆管との
間の熱伝達率の劣化を防止することができ核 るから各戸料要素毎の燃料ベレットからの核分裂生成ガ
スの放出量を平均化することができ、経済性および冷却
材喪失事故時の特性を悪化させることなく核燃料果合体
の信頼性を高めることができるという効果がある。
構成している各燃料要素のうちバーナプルポイズン入り
核燃料要素および制御棒に隣接す（９） る側に位置する核燃料要素の燃料ベレットと被覆管との
間の熱伝達率の劣化を防止することができ核 るから各戸料要素毎の燃料ベレットからの核分裂生成ガ
スの放出量を平均化することができ、経済性および冷却
材喪失事故時の特性を悪化させることなく核燃料果合体
の信頼性を高めることができるという効果がある。
第１図は核燃料果合体の構成説明図、第２図は第１図の
核燃料果合体の横断面を模式的に示した図、第３図は燃
焼度と燃料ベレット平均温度との関係を示した線図、第
４図は本発明の核燃料集合体の一実施例を示す横断面を
模式的に示しだ図、第５図は本発明の他の実施例を示す
第４図に相当する図である。 １・・・核燃料集合体、６・・・制御棒、９・・・Ｕ
Ｏ２燃料要素、１０・・・ＵＯ２５重量％Ｑｄ２０３
燃料要素、１２・・・制御棒側コーナのＵ ０２燃料要
素。 代理人 弁理士 長崎博男 （ほか１名） （１０） 瑳１ 図 燃丈屹＆ （Ｍオアアノ を４図
核燃料果合体の横断面を模式的に示した図、第３図は燃
焼度と燃料ベレット平均温度との関係を示した線図、第
４図は本発明の核燃料集合体の一実施例を示す横断面を
模式的に示しだ図、第５図は本発明の他の実施例を示す
第４図に相当する図である。 １・・・核燃料集合体、６・・・制御棒、９・・・Ｕ
Ｏ２燃料要素、１０・・・ＵＯ２５重量％Ｑｄ２０３
燃料要素、１２・・・制御棒側コーナのＵ ０２燃料要
素。 代理人 弁理士 長崎博男 （ほか１名） （１０） 瑳１ 図 燃丈屹＆ （Ｍオアアノ を４図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、被覆管内に核燃料物質を封入した核燃料要素を複数
本たばねてなる核燃料果合体において、前記核燃料要素
のうち、バーナプルポイズン入り核燃料要素および制御
棒に隣接する側に位置する核燃料要素のうち少なくとも
一方の核燃料要素の被覆管内にあらかじめ封入する不活
性ガス量を他の核燃料要素の被覆管内の不活性ガス量よ
り多くしであることを特徴とする核燃料果合体。 ２、前記不活性ガスがヘリウムガスである特許請求の範
囲第１項記載の核燃料果合体。 ３、前記バーナプルポイズン入り核燃料要素および制御
棒に隣接する側に直置する核燃料要素の被覆管内に封入
する不活性ガス量は、前記被覆管内の核燃料物質の専有
体積を小さくするとともに不活性ガス封入圧力を大きく
して他の核燃料要素め被４＋１＃内の不活性ガス量より
多くしである特許請求の範囲第１項または第２項記載の
核燃料要素。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57069135A JPS58186081A (ja) | 1982-04-23 | 1982-04-23 | 核燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57069135A JPS58186081A (ja) | 1982-04-23 | 1982-04-23 | 核燃料集合体 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58186081A true JPS58186081A (ja) | 1983-10-29 |
| JPH0315718B2 JPH0315718B2 (ja) | 1991-03-01 |
Family
ID=13393893
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57069135A Granted JPS58186081A (ja) | 1982-04-23 | 1982-04-23 | 核燃料集合体 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS58186081A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS62259088A (ja) * | 1986-05-02 | 1987-11-11 | 株式会社東芝 | 燃料集合体 |
| JPS63168586A (ja) * | 1987-01-06 | 1988-07-12 | 株式会社東芝 | 燃料集合体 |
| JP2009036729A (ja) * | 2007-08-03 | 2009-02-19 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 原子炉の炉心 |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5453790A (en) * | 1977-10-07 | 1979-04-27 | Hitachi Ltd | Nuclear fuel element |
| JPS5496695A (en) * | 1978-01-17 | 1979-07-31 | Toshiba Corp | Fuel element |
-
1982
- 1982-04-23 JP JP57069135A patent/JPS58186081A/ja active Granted
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5453790A (en) * | 1977-10-07 | 1979-04-27 | Hitachi Ltd | Nuclear fuel element |
| JPS5496695A (en) * | 1978-01-17 | 1979-07-31 | Toshiba Corp | Fuel element |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS62259088A (ja) * | 1986-05-02 | 1987-11-11 | 株式会社東芝 | 燃料集合体 |
| JPS63168586A (ja) * | 1987-01-06 | 1988-07-12 | 株式会社東芝 | 燃料集合体 |
| JP2009036729A (ja) * | 2007-08-03 | 2009-02-19 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 原子炉の炉心 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0315718B2 (ja) | 1991-03-01 |
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