JPS598797B2 - 核燃料集合体 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は原子炉において使用する核燃料集合体に関する
ものである。

原子炉においては核燃料の物質の核分裂によって発生し
た熱エネルギーを取り出すため、冷却材を核燃料物質に
接触させ、循環させている。

例えば、沸騰水型原子炉においては冷却材として軽水を
使用している。

核燃料集合体は、濃縮した核燃料物質を被覆管内に封入
し燃料棒とし、それを束ねて構成されている。

冷却材である軽水は燃料棒間の流路を流れながら燃料棒
を冷却している。

核燃料集合体の最大熱出力は冷却材による冷却能力に規
定されている。

この冷却能力を越えた熱出力を発生させると、燃料棒の
被覆管は温度上昇しバーンアウト（焼損）して高い放射
能を持つ核分裂生成物が流出してしまうので、核燃料集
合体の熱出力は一定値以下に抑えておかねばならない。

従来の核燃料集合体では燃料棒間の間隔を一定に維持し
、冷却材の流路を確保するために、スペーサが燃料棒の
長さ方向にそっていくつか取付けられている。

しかし、スペーサがあることにより、冷却材の流れは抵
抗を受け、スペーサの上流側では冷却材は流れにくく、
冷却効果も悪くなっている。

実際、実験的に核燃料集合体を模擬した発熱体で、熱出
力を増大させたとき、スペーサのすぐ上流側でバーンア
ウトの発生することが報告されている。

このため、従来の核燃料集合体のスペーサの存在は冷却
材の冷却能力を決定する要因の一つとなっていて、核燃
料集合体の許容最大熱出力（限界熱出力）を低く抑えて
いる。

本発明の目的は、許容最大熱出力（限界熱出力）を増大
させ、熱効率の良い核燃料集合体を提供しようとするも
のである。

本発明になる核燃料集合体においては、スペーサを取付
ける位置、特にその上流側における熱出力を抑えた燃料
棒を束ねて構成されている。

この為、被覆管の中には下記する方法によって熱出力を
押えたべレソトと通常の燃料ペレットが挿入される。

スペーサの取付け立置、特にその上流側において熱出力
を抑える方法として、１つは、燃料棒の被覆管内に封入
する核燃料物質として、スペーサ位置には濃縮度の低い
核分裂性物質を使用することである。

ここで濃縮度の低い核分裂性物質とは他の位置での核分
裂性物質の濃縮度より低いという意味で、天然ウラン、
減損ウランも含んでいる。

第２の方法としては、スペーサ取付け位置には燃料棒の
被覆管内に核燃料物質を封入しない方法である。

第３の方法としては、燃料棒の被覆管内に封入する核燃
料物質として、中性子の吸収材、例えばガドリニウム酸
化物を含む核分裂性物質を使用することである。

これらの方法により、スペーサ取付け位置での熱出力は
他の位置での熱出力に比べ低くすることができる。

以上述べた方法により、スペーサが存在することによる
その上流側の冷却能力の低下に対しても、熱出力が低い
ことからこの位置でのバーンアウトの発生を防いでいる
。

そして、核燃料集合体の出力が上昇した時のバーンアウ
トの発生は、スペーサから離れたより冷却効果の良い場
所で起こるようにしている。

こうして、これまで核燃料集合体の許容熱出力を規定す
る冷却材の冷却能力を決定していた要因の一つであるス
ペーサの影響をなくし、より冷却効果の良い場所での冷
却材の状態に応じて全体の冷却材の冷却能力を決定する
ことができる。

そして核燃料集合体の許容熱出力を上昇させることがで
き、熱効率の良い原子炉を作ることができる。

以下、本発明になる核燃料集合体を実施例によって説明
する。

第１図ａは、ｂに示す本発明になる核燃料集合体におい
て使用する燃料棒のＡ −Ａ’部分断面図である。

図において１は被覆管、２はスペーサ、３は通常使用し
ている核燃料ペレット、４はペレット３の核燃料より濃
縮度の小さい核燃料あるいは、中性子吸収材を含んだ燃
料ペレットである。

８は冷却材の流れを示しているが、スペーサ２において
は流れが防害され、流速が退くなり、冷却効果が悪くな
っている。

しかし、４の燃料ペレットの部分では、核分裂反応が弱
いため熱出力が小さいので、この部分においてバーンア
ウトの発生を防ぐことができる。

第２図ａはｂに示す本発明になる核燃料集合体において
使用する燃料棒の他の実施例を示すＢ一Ｂ′部分断面図
である。

図において５は非核分裂性物質を示している。

ここでは核分裂反応がないので熱発生はないが、他の発
熱部から熱伝導によって伝わってきた熱が、被覆材を通
して冷却材に流れている。

しかし、その量は小さいので第１図で説明したと同様に
バーンアウトの発生を防ぐことができる。

第３図ａはｂに示す本発明になる核燃料集合体において
使用する燃料棒のもう一つ他の実施例を示すＣ−Ｃ′部
分断面図である。

図において６はスプリングであり、７は核分裂性ガスの
ガス溜めである。

この実施例の場合も第２図の実施例と同様に、スペーサ
の部分では発熱していない。

第２図の場合と比べて、この部分での冷却材への流出熱
量はさらに小さく、じゅうぶんにバーンアウトの発生を
防ぐことができる。

第４図は、本発明になる核燃料集合体の沸騰水型原子炉
で使用する場合の一実施例を示す図である。

９は燃料棒であり、２のスペーサによって複数本の燃料
棒が結合されている。

スペーサは冷却材の流れの方向に７個置かれている。

核燃料集合体を模擬した沸騰を伴なう熱流動実験におい
ては、バーンアウトは核燃料集合体の冷却材の出口に近
いスペーサの位置において発生しやすいことが報告され
ている。

実際の核燃料においても同様のことが言えると考えられ
るので、核燃料集合体の冷却材出口から第１と第２のス
ペーサの位置における熱出力を下げるため、この部分の
み低濃縮の核燃料ペレット４が使用されている。

こうすることにより、バーンアウトを発生しに＜＜シ、
従来の核燃料集合体をわずかに変えることによって、許
容最大熱出力の大きく、熱効率の良い核燃料集合体を作
ることができる。

以上説明したように、本発明の核燃料集合体を使用すれ
ば、ペレットの一部を変更するという従来の核燃料集合
体にわずかな変更を加えることによって、核燃料集合体
の許容熱出力を増加することができるので、熱出力を従
来以上上昇させても安全であり、熱効率のよい原子炉を
作ることが可能となる。

【図面の簡単な説明】

第１図〜第４図は本発明による実施例を示す図である。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ １本の連続した被覆管内に多数の燃料ペレットを装
   填してなる複数の燃料棒と、これらの燃料棒を相互間に
   所定の間隙を保持して束ねる複数のスペーサとを有して
   なり、内部に冷却材が流れる核燃料集合体において、前
   記燃料ペレットのうち前記核燃料集合体の冷却材出口部
   分に設置される前記スペーサの位置に配置されている燃
   料ペレツトを、これに隣接する他の位置に配置されてい
   る燃料ペレットよりもその熱出力が小さくなるよう構成
   したことを特徴とする核燃料集合体。