JPS5933862B2 - 圧力管型原子炉用燃料集合体 - Google Patents
圧力管型原子炉用燃料集合体Info
- Publication number
- JPS5933862B2 JPS5933862B2 JP54043078A JP4307879A JPS5933862B2 JP S5933862 B2 JPS5933862 B2 JP S5933862B2 JP 54043078 A JP54043078 A JP 54043078A JP 4307879 A JP4307879 A JP 4307879A JP S5933862 B2 JPS5933862 B2 JP S5933862B2
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- fuel assembly
- pressure tube
- coolant
- nuclear reactor
- 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
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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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、圧力管型原子炉用燃料集合体に係り、特に圧
力管型原子炉の炉心核％（’ｔを改善する燃料集合体に
関する。
力管型原子炉の炉心核％（’ｔを改善する燃料集合体に
関する。
従来の圧力管型原子炉用燃料集合体は棒状の燃料要素を
円周配列状に多数束ねたクラスター型燃料集合体が一般
的であった。
円周配列状に多数束ねたクラスター型燃料集合体が一般
的であった。
この従来の燃料集合体を用いた圧力管型原子炉では冷却
材喪失事故時の冷却材ボイド反応度が正となり、このよ
うな事故時安全性上問題があった。
材喪失事故時の冷却材ボイド反応度が正となり、このよ
うな事故時安全性上問題があった。
また軽水炉に比べ出力係数がゼロに近く原子炉の自己制
御性が劣るという欠点があった。
御性が劣るという欠点があった。
この欠点に対し制御系を精巧にし燃焼特性の良好な重水
炉を得る方法、圧力管間隔をせまくし減速材である重水
体積をへらし出力係数をより負にする方法等がとられて
いる。
炉を得る方法、圧力管間隔をせまくし減速材である重水
体積をへらし出力係数をより負にする方法等がとられて
いる。
しかし前者の場合は制御系が非常に複雑になるという欠
点を有し、後者では燃料の燃焼％性が不利になるという
欠点があった。
点を有し、後者では燃料の燃焼％性が不利になるという
欠点があった。
よって圧力管型原子炉において燃焼特注上不利にならず
により自己制御性を良好にできる燃料集合体が望まれて
いる。
により自己制御性を良好にできる燃料集合体が望まれて
いる。
本発明の目的は、上記事項を考慮し、大きさを変えるこ
となく原子炉の制御性を容易にでき、しかも燃料の燃焼
特性を改善することにある。
となく原子炉の制御性を容易にでき、しかも燃料の燃焼
特性を改善することにある。
本発明の特徴は、集合体の横断面の中央部に配置された
燃料棒内に、燃料物質とともに中性子吸収材を充填する
ことにある。
燃料棒内に、燃料物質とともに中性子吸収材を充填する
ことにある。
本発明は、圧力管型原子炉の燃料集合体中の熱中性子束
が通常運転時には半径方向の歪みが大きく中央部できわ
めて減少しているのに対し、冷却材喪失事故時には冷却
材の中性子吸収が減少することによる、燃料集合体中央
部での熱中性子束の増大（通常運転時と比較して）が生
じるという現象に着目してなされたものである。
が通常運転時には半径方向の歪みが大きく中央部できわ
めて減少しているのに対し、冷却材喪失事故時には冷却
材の中性子吸収が減少することによる、燃料集合体中央
部での熱中性子束の増大（通常運転時と比較して）が生
じるという現象に着目してなされたものである。
この現象を具体的に示したものが、第１図の特性である
。
。
一方、原子炉の中性子増倍率に■は、次式で示される。
ただし、νは核分裂当りの中性子発生数、Σｆはマクロ
分裂断面積、Σａはマクロ吸収断面積、φは中性子束、
ｃｅ（Ｉｌｌは中性子吸収体以外の部分、及びＧｄは中
性子吸収体を示している。
分裂断面積、Σａはマクロ吸収断面積、φは中性子束、
ｃｅ（Ｉｌｌは中性子吸収体以外の部分、及びＧｄは中
性子吸収体を示している。
ここで、（１）式の中性子増倍率ＫｏＯが冷却材ボイド
率とともに減少（ボイド反応度が負）すれば、望ましい
燃料集合体となる。
率とともに減少（ボイド反応度が負）すれば、望ましい
燃料集合体となる。
（１）式の右辺分母の第２項Σ？１°φ０ｄが中性子吸
収体の中性子吸収を表わす項である。
収体の中性子吸収を表わす項である。
発明者は、前述した第１図に示すように冷却材喪失事故
時、すなわち、冷却材ボイド率が増大する時に、燃料集
合体中央部で熱中性子束が増大することに着目し、中性
子吸収体を燃料集合体中央部の燃料棒内に装荷すること
にＧｄ Ｇｄ よってΣａ ・φ が冷却材ボイド増大とともに増加
（７、結果として冷却材ボイド増大時に中性子増倍率Ｋ
（３）が小さくなり冷却材ボイド反応度が負になること
を考えついた。
時、すなわち、冷却材ボイド率が増大する時に、燃料集
合体中央部で熱中性子束が増大することに着目し、中性
子吸収体を燃料集合体中央部の燃料棒内に装荷すること
にＧｄ Ｇｄ よってΣａ ・φ が冷却材ボイド増大とともに増加
（７、結果として冷却材ボイド増大時に中性子増倍率Ｋ
（３）が小さくなり冷却材ボイド反応度が負になること
を考えついた。
本発明は、このような検討の結果、生まれたのである。
第２図は、本発明の圧力管型原十炉に適用する好適な一
実施例である燃料集合体の横断面図である。
実施例である燃料集合体の横断面図である。
第２図の燃料集合体１は同心状に配列された３６本の燃
料棒をスペーサにて保持したものである。
料棒をスペーサにて保持したものである。
燃料棒は、被覆管３内に多数の燃料ペレット２を積重ね
たものである。
たものである。
中心部にあるタイロッド４は、燃料棒相互の間隔を固定
するスペーサの支持に用いる。
するスペーサの支持に用いる。
クイロッド４内に、燃料ペレット２を充填してもよい。
燃料集合体１の横断面の中央部の第１層目の燃料棒６本
には、可燃性中性子毒物を添加した燃料ペレット５が装
荷されている。
には、可燃性中性子毒物を添加した燃料ペレット５が装
荷されている。
被覆管３の外径は約１５ｎｍであり、燃料集合体１の外
径は約１２０ｍｍである。
径は約１２０ｍｍである。
本実施例では、燃料ペレット５に添加する中性子毒物と
して軽水炉で実績のある酸化ガドリニウムを用いている
。
して軽水炉で実績のある酸化ガドリニウムを用いている
。
この６本の燃料棒の可燃性中性子毒物の燃料ペレットに
おける重量割合は約１重量パーセントとする。
おける重量割合は約１重量パーセントとする。
第３図に本実施例の燃料集合体１の燃焼初期の冷却材ボ
イド率と冷却材ボイド反応度（％Δに／Ｋ）の関係を示
す。
イド率と冷却材ボイド反応度（％Δに／Ｋ）の関係を示
す。
実線が本実施例の燃料集合体１の反応度変化を示し、点
線が従来のいずれの燃料棒にも可燃性中性子毒物を添加
しない燃料集合体の反応度変化を示している。
線が従来のいずれの燃料棒にも可燃性中性子毒物を添加
しない燃料集合体の反応度変化を示している。
原子炉の運転制御の面からは出力が増大し冷却材ボイド
率が増える場合、負の反応度が投入される方、ｌ己制御
性が向上することになり望ましい％性と言える。
率が増える場合、負の反応度が投入される方、ｌ己制御
性が向上することになり望ましい％性と言える。
すなわち、第３図の曲線の傾きか負である程、自己制御
性が向上する。
性が向上する。
第３図において原子炉定格出力時の冷却材ボイド率を４
０％とすると、従来の燃料集合体（点線）の冷却材ボイ
ド反応度係数（Δに／に／％ボイド）が＋４×１０弓で
あるのに対し、本実施例の燃料集合体１のそれは一８×
１０−４となる。
０％とすると、従来の燃料集合体（点線）の冷却材ボイ
ド反応度係数（Δに／に／％ボイド）が＋４×１０弓で
あるのに対し、本実施例の燃料集合体１のそれは一８×
１０−４となる。
従って、本実施例では、冷却材ボイド反応度係数が大幅
に負となり自己制御性が向上する。
に負となり自己制御性が向上する。
よって本実施例の燃料集合体を用いることにより原子炉
運転中の安全性が向上し、同時に運転制御をより簡単に
することができる。
運転中の安全性が向上し、同時に運転制御をより簡単に
することができる。
特に、冷却材ボイド反応度が冷却材喪失事故時（？＠却
材ボイド率１００％）においても、正の方向に増大する
傾向になく、自己制御性が著しく高い。
材ボイド率１００％）においても、正の方向に増大する
傾向になく、自己制御性が著しく高い。
このため、最も注意を要する冷却材喪失事故時において
も、原子炉の安全（生を良好に維持できる。
も、原子炉の安全（生を良好に維持できる。
また。燃料棒の燃料ペレット２中に中性子吸収材を添加
しているので、燃料集合体の大きさは変化しない。
しているので、燃料集合体の大きさは変化しない。
なお、第３図の二点鎖線の特性は第３図の燃料集合体で
中心から２層目の燃料棒に可燃性中性子毒物を添加した
場合の特性で、一点鎖線の特性は中心から３層目、すな
わち、最外周の燃料棒に可燃中性子毒物を添加した場合
の特性である。
中心から２層目の燃料棒に可燃性中性子毒物を添加した
場合の特性で、一点鎖線の特性は中心から３層目、すな
わち、最外周の燃料棒に可燃中性子毒物を添加した場合
の特性である。
いずれの場合も、冷却材ボイド率が増加すると、冷却材
ボイド反応度が正の値となる。
ボイド反応度が正の値となる。
本実施例では第１層目の燃料６本すべてに可燃性中性子
毒物を添加したが、第１層目の燃料の一部に可燃性中性
子毒物を添加しても良い。
毒物を添加したが、第１層目の燃料の一部に可燃性中性
子毒物を添加しても良い。
本発明によれば、冷却材ボイド反応度係数がより負とな
り、原子炉の自己制御性が向上し、同時に原子炉の運転
制御が容易になる。
り、原子炉の自己制御性が向上し、同時に原子炉の運転
制御が容易になる。
特に、冷却材喪失事故時においても冷却材ボイド反応度
係数が正の方向に増加しないので、冷却材喪失事故時に
おける原子炉の安全性が極めて高くなる。
係数が正の方向に増加しないので、冷却材喪失事故時に
おける原子炉の安全性が極めて高くなる。
しかも。燃料集合体の大きさは、変らない。
第１図は燃料集合体の半径方向中性子束分布を示す線図
、第２図は本発明の実施例である燃料集合体の横断面図
、第３図は第２図の燃料集合体と従来の燃料集合体の冷
却材ボイド率と冷却材ボイド反応度の関係を比較した線
図である。 １・・・・・・燃料集合体、２・・・・・・燃料ペレッ
ト、３・・・・・・被覆管、４・・・・・・タイロッド
、５・・・・・・可燃性中性子毒物添加燃料ペレット。
、第２図は本発明の実施例である燃料集合体の横断面図
、第３図は第２図の燃料集合体と従来の燃料集合体の冷
却材ボイド率と冷却材ボイド反応度の関係を比較した線
図である。 １・・・・・・燃料集合体、２・・・・・・燃料ペレッ
ト、３・・・・・・被覆管、４・・・・・・タイロッド
、５・・・・・・可燃性中性子毒物添加燃料ペレット。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 燃料物質を内蔵する複数の燃料棒を束ねてなる圧力
管型原子炉用燃料集合体において、集合体の横断面の中
央部に配置された前記燃料棒内に前記燃料物質とともに
中性子吸収材を充填したことを特徴とする圧力管型原子
炉用燃料集合体。 ２ 前記燃料物質が天然ウランもしくは劣化ウランの酸
化物であり、前記中性子吸収材が可燃性中性子毒物であ
る特許請求の範囲第１項記載の圧力管型原子炉用燃料集
合体。 ３ 前記可燃性中性子毒物が酸化ガドリニウムである特
許請求の範囲第２項記載の圧力管型原子炉用燃料集合体
。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP54043078A JPS5933862B2 (ja) | 1979-04-11 | 1979-04-11 | 圧力管型原子炉用燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP54043078A JPS5933862B2 (ja) | 1979-04-11 | 1979-04-11 | 圧力管型原子炉用燃料集合体 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS55135784A JPS55135784A (en) | 1980-10-22 |
| JPS5933862B2 true JPS5933862B2 (ja) | 1984-08-18 |
Family
ID=12653803
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP54043078A Expired JPS5933862B2 (ja) | 1979-04-11 | 1979-04-11 | 圧力管型原子炉用燃料集合体 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5933862B2 (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4636352A (en) * | 1984-02-09 | 1987-01-13 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel rod with burnable plate and pellet-clad interaction fix |
| CN109585038A (zh) * | 2017-09-28 | 2019-04-05 | 华龙国际核电技术有限公司 | 一种可燃毒物组件和堆芯 |
-
1979
- 1979-04-11 JP JP54043078A patent/JPS5933862B2/ja not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS55135784A (en) | 1980-10-22 |
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