JPS6078385A - 沸騰水型原子炉用核燃料集合体 - Google Patents
沸騰水型原子炉用核燃料集合体Info
- Publication number
- JPS6078385A JPS6078385A JP58185825A JP18582583A JPS6078385A JP S6078385 A JPS6078385 A JP S6078385A JP 58185825 A JP58185825 A JP 58185825A JP 18582583 A JP18582583 A JP 18582583A JP S6078385 A JPS6078385 A JP S6078385A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- core
- nuclear fuel
- fuel rods
- rods
- 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.)
- Pending
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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
- Production Of Liquid Hydrocarbon Mixture For Refining Petroleum (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】
本発明は沸騰水型原子炉用核燃料集合体に関し、特に横
断面出力分布の平坦化全単一＃縮度の燃料棒によって達
成するための可燃性毒物添加燃料棒を含む核燃料集合体
に関する。
断面出力分布の平坦化全単一＃縮度の燃料棒によって達
成するための可燃性毒物添加燃料棒を含む核燃料集合体
に関する。
一般に核燃料集合体は、炉心へ装荷さゎてがら寿命を全
うして炉外に取り出されるまで、炉心で運転中、集合体
内の出力ピーク値に制限が加えられる。ところが沸騰水
型原子炉では、炉心円に装荷された核燃料集合体内にそ
のチャンネルボックス外の水ギャップから熱中性子が流
入するので、それによる出力上昇を抑えて集合体内の出
力分布を平坦にし、出力ピーク値を予じめ足められた基
準値以下にする対策が必要である。従来、この対策とし
て採られていたのは、例えは同一寸法の燃料ペレットを
用いた場合、燃料集合体の外周部の燃料棒ｔなど濃縮度
を低くするという、集合体内燃料棒の詩縮度分布による
ものであシ、外部水ギャップからの熱中性子の流・入量
に逆比例した濃縮度分布のために４〜７種類ものａｍ度
の異なる燃料棒を用意していた。このため、核燃料物質
の濃縮工程から成形加工に至るまで厳重な濃縮度管理が
不可欠となっておシ、工程の複雑化や人手を多く要する
ことなど、種々の問題点が指摘されていた。
うして炉外に取り出されるまで、炉心で運転中、集合体
内の出力ピーク値に制限が加えられる。ところが沸騰水
型原子炉では、炉心円に装荷された核燃料集合体内にそ
のチャンネルボックス外の水ギャップから熱中性子が流
入するので、それによる出力上昇を抑えて集合体内の出
力分布を平坦にし、出力ピーク値を予じめ足められた基
準値以下にする対策が必要である。従来、この対策とし
て採られていたのは、例えは同一寸法の燃料ペレットを
用いた場合、燃料集合体の外周部の燃料棒ｔなど濃縮度
を低くするという、集合体内燃料棒の詩縮度分布による
ものであシ、外部水ギャップからの熱中性子の流・入量
に逆比例した濃縮度分布のために４〜７種類ものａｍ度
の異なる燃料棒を用意していた。このため、核燃料物質
の濃縮工程から成形加工に至るまで厳重な濃縮度管理が
不可欠となっておシ、工程の複雑化や人手を多く要する
ことなど、種々の問題点が指摘されていた。
本発明は、かかる問題点を解決するためになされたもの
であシ、単一濃縮度の核燃料物質を用いて出力ピーク値
を基準値以下に抑えることのできる沸騰水型原子炉用核
燃料集合体を提供しようとするものである。
であシ、単一濃縮度の核燃料物質を用いて出力ピーク値
を基準値以下に抑えることのできる沸騰水型原子炉用核
燃料集合体を提供しようとするものである。
すなわち、このような課題を達成するための本発明の沸
騰水型原子炉用核燃料集合体の特徴とするところは、燃
料集合体を構成する全ての燃料棒の燃料ペレットに含ま
れる核燃料物質の濃縮度が同一で、一部または全部の燃
料棒の燃料ペレットに同心円状に限定された非核分裂性
物質製の芯部が形成され、前記芯部をもつ燃料ペレット
からなる燃料棒の一部または全部について前記芯部に可
溶性毒物が混入されている点にある。
騰水型原子炉用核燃料集合体の特徴とするところは、燃
料集合体を構成する全ての燃料棒の燃料ペレットに含ま
れる核燃料物質の濃縮度が同一で、一部または全部の燃
料棒の燃料ペレットに同心円状に限定された非核分裂性
物質製の芯部が形成され、前記芯部をもつ燃料ペレット
からなる燃料棒の一部または全部について前記芯部に可
溶性毒物が混入されている点にある。
本発明の核燃料集合体では、集合体内の燃料棒の核−分
裂性物質の量および可燃性毒物の量が集合体内出方ビー
ク値抑制に対応した分布となるよう予じめ調整され、こ
れによって従来の濃縮度分布による出力分布平坦化と同
等の効果を得るものである。
裂性物質の量および可燃性毒物の量が集合体内出方ビー
ク値抑制に対応した分布となるよう予じめ調整され、こ
れによって従来の濃縮度分布による出力分布平坦化と同
等の効果を得るものである。
このような本発明によると核燃料物質の濃縮工程から成
形加工までの濃縮度管理が単一濃縮度のために大巾に緩
和でき、さらに成形加工までの工程を部分的に或いは全
体的に連続化しても濃縮度の区分が不要であるので何等
の不都合も生じない。
形加工までの濃縮度管理が単一濃縮度のために大巾に緩
和でき、さらに成形加工までの工程を部分的に或いは全
体的に連続化しても濃縮度の区分が不要であるので何等
の不都合も生じない。
本発明を図面と共に詳述すれば、第１図は本発明の一実
施例に係る核燃料集合体の燃料棒配置を示す横断面模式
図、第２図および第３図は本発明の核燃料集合体に用い
る燃料棒のそれぞれ別の例を示す断面図である。
施例に係る核燃料集合体の燃料棒配置を示す横断面模式
図、第２図および第３図は本発明の核燃料集合体に用い
る燃料棒のそれぞれ別の例を示す断面図である。
第１図において（１）〜（６）は燃料棒、（７）はウォ
ーターロッド、（８）はチャンネルボックスでア）、燃
料＊’（１１〜（６）とウォーターロッド（７）とを８
×８正方格子配列に束ねてチャンネルボックス（８）に
よシ囲むこと１ｒよって燃料集合体（９）を構成してい
る。尚α０は制御棒を示す。
ーターロッド、（８）はチャンネルボックスでア）、燃
料＊’（１１〜（６）とウォーターロッド（７）とを８
×８正方格子配列に束ねてチャンネルボックス（８）に
よシ囲むこと１ｒよって燃料集合体（９）を構成してい
る。尚α０は制御棒を示す。
燃料棒（１）は第２図に示すように被覆管Ｑη内に円柱
状の核燃料物質（ＵＯ２）からなる燃料ペレット（２）
を積重ねて収納してなシ、一方、燃料棒（２）〜（６）
は第３図に示すように、例えばｚｒ ｏ２． Ａｔ２０
Ｂ 、 Ｆｅ２Ｏ３゜５ｉ０２． ＣａＯなどの非核分
裂性物質からなる芯部（至）が同心円状に形成された燃
料ペレットα→を同様に被覆管αＪ内に積重ねて収納し
てなシ、この燃料ペレットα◆の芯部（至）を除く環状
部分αυは第２図に示した燃料棒（１）の燃料ペレット
α■と全く同じ核燃料物質からなる。すなわち全ての燃
料棒（１）〜（６）の燃料ペレットｏ２ＱＪに含まれる
核燃料物質の濃縮度は均一であり、燃料棒（１）と（２
）〜（６）とでは芯部ｏ３の有無によって核燃料物質の
量が異なっている。燃料棒（２）〜（６）はその芯Ｓ（
至）にＧｄ２Ｏ３などの可燃性毒物を含有し、燃料棒（
２）から（３）、 （４）、 （５’ｌ 、 （６）と
順次その毒物濃度が高くなるように毒物含有量が調整さ
れている。すなわち燃料集合体（９）の周辺ＷＪに配置
される燃料棒はど可燃性毒物の亀が多（なるようにし、
同時に核燃料物質の量も集合体中心部の燃料棒で多（、
周辺部の燃料棒で少なくなるようにし、これによって集
合体内の出方ピーク値を燃焼の全期間を通じて予じめ定
められた基準値以下に抑制するようにしである。可燃性
毒物の門の調整は、図示の例のように燃料棒（２）〜（
６）で燃料ペレットθ→の芯部αｊの太さを均一にして
芯部α３への可燃性毒物の混入量、すなわち濃度を変え
る方式に限らず、芯部α３の毒物濃度ゝを均一にして芯
部（１：１の太さを変えることによって行なっても滅い
は両者を組合せて行なってもよい。各燃料棒（１）〜（
６）での核燃料物質の量の調整は、全ての燃料棒でその
濃縮度を均一にし、或いは核分裂性物質の濃度を均一に
して、同一ペレット外径に対して芯部（２）の直径を加
減することで行な、えばよい。これら可燃性毒物の童お
よび核燃料物質の量の調整は、可燃性毒物による反応度
抑制に対する要求と出力ピーク値の燃焼度変化への要求
に対して最適となるように行なわれる。以上では核燃料
物質の濃縮度を均一とした例について説明したが、ウラ
ンとプルトニウムなどの混合燃料の場合には核分裂性物
質の濃度を均一にしたものを用いれば良６．−′ことは
言うまでもない。
状の核燃料物質（ＵＯ２）からなる燃料ペレット（２）
を積重ねて収納してなシ、一方、燃料棒（２）〜（６）
は第３図に示すように、例えばｚｒ ｏ２． Ａｔ２０
Ｂ 、 Ｆｅ２Ｏ３゜５ｉ０２． ＣａＯなどの非核分
裂性物質からなる芯部（至）が同心円状に形成された燃
料ペレットα→を同様に被覆管αＪ内に積重ねて収納し
てなシ、この燃料ペレットα◆の芯部（至）を除く環状
部分αυは第２図に示した燃料棒（１）の燃料ペレット
α■と全く同じ核燃料物質からなる。すなわち全ての燃
料棒（１）〜（６）の燃料ペレットｏ２ＱＪに含まれる
核燃料物質の濃縮度は均一であり、燃料棒（１）と（２
）〜（６）とでは芯部ｏ３の有無によって核燃料物質の
量が異なっている。燃料棒（２）〜（６）はその芯Ｓ（
至）にＧｄ２Ｏ３などの可燃性毒物を含有し、燃料棒（
２）から（３）、 （４）、 （５’ｌ 、 （６）と
順次その毒物濃度が高くなるように毒物含有量が調整さ
れている。すなわち燃料集合体（９）の周辺ＷＪに配置
される燃料棒はど可燃性毒物の亀が多（なるようにし、
同時に核燃料物質の量も集合体中心部の燃料棒で多（、
周辺部の燃料棒で少なくなるようにし、これによって集
合体内の出方ピーク値を燃焼の全期間を通じて予じめ定
められた基準値以下に抑制するようにしである。可燃性
毒物の門の調整は、図示の例のように燃料棒（２）〜（
６）で燃料ペレットθ→の芯部αｊの太さを均一にして
芯部α３への可燃性毒物の混入量、すなわち濃度を変え
る方式に限らず、芯部α３の毒物濃度ゝを均一にして芯
部（１：１の太さを変えることによって行なっても滅い
は両者を組合せて行なってもよい。各燃料棒（１）〜（
６）での核燃料物質の量の調整は、全ての燃料棒でその
濃縮度を均一にし、或いは核分裂性物質の濃度を均一に
して、同一ペレット外径に対して芯部（２）の直径を加
減することで行な、えばよい。これら可燃性毒物の童お
よび核燃料物質の量の調整は、可燃性毒物による反応度
抑制に対する要求と出力ピーク値の燃焼度変化への要求
に対して最適となるように行なわれる。以上では核燃料
物質の濃縮度を均一とした例について説明したが、ウラ
ンとプルトニウムなどの混合燃料の場合には核分裂性物
質の濃度を均一にしたものを用いれば良６．−′ことは
言うまでもない。
本発明の核燃料集合体では、それを炉心に装荷した場合
に、燃料の初期においては水ギヤツブ近くの周辺部燃料
棒では水ギャップからの熱中性子の流入が多くても可燃
性毒物および芯部（至）の存在によシその分だけ他の中
心部燃料棒よりも核分裂性物質量が少ないため出力は抑
制され、可燃性毒物の無くなる燃焼の進んだ時点では芯
部α３の存在によって核分裂性物質量が少ないのでその
分だけ出力が抑制されることになる。
に、燃料の初期においては水ギヤツブ近くの周辺部燃料
棒では水ギャップからの熱中性子の流入が多くても可燃
性毒物および芯部（至）の存在によシその分だけ他の中
心部燃料棒よりも核分裂性物質量が少ないため出力は抑
制され、可燃性毒物の無くなる燃焼の進んだ時点では芯
部α３の存在によって核分裂性物質量が少ないのでその
分だけ出力が抑制されることになる。
従って本発明によれば、全ての燃料棒の燃料ペレットに
用いる核燃料物質を皐−濃縮度のものとすることができ
るので、例えば濃縮穴フッ化ウランの輸送および保管の
ためのＵＦ６シリンダーに濃縮度別の区別が不要となり
、ＵＦ６の再転換工程も簡略化でき、ＵＯ，貯蔵時のＲ
縮度別区分が不要で、ペレット成形や被覆管内へのペレ
ット装填等を含めて、濃縮度別の区分管理という煩雑な
管理業務が不要となると共に、運転中の全期間を通じて
燃料集合体内の横断面出力分布の平坦化が達成できるも
のである。
用いる核燃料物質を皐−濃縮度のものとすることができ
るので、例えば濃縮穴フッ化ウランの輸送および保管の
ためのＵＦ６シリンダーに濃縮度別の区別が不要となり
、ＵＦ６の再転換工程も簡略化でき、ＵＯ，貯蔵時のＲ
縮度別区分が不要で、ペレット成形や被覆管内へのペレ
ット装填等を含めて、濃縮度別の区分管理という煩雑な
管理業務が不要となると共に、運転中の全期間を通じて
燃料集合体内の横断面出力分布の平坦化が達成できるも
のである。
第１図は本発明の一実施例に係る核燃料集合体の燃料棒
配置を示す横断面模式図、第２図および第６図は本発明
の核燃料集合体に用いる燃料棒のそれぞれ別の例を示す
断面図である。 （１１（２１（３１（４）（５１（６）・・・燃料棒、
（７）・・・ウォーターミツド、（８）・・・チャンネ
ルボックス、（９）・・・核燃料集合体、αＯ・・・制
御俸、ａυ・・・被覆管、（６）・・・燃料ペレット、
０３・・・芯部、α慢・・・燃料ペレット、αυ・・・
環状部。 代理人 弁理士 木 村 三 朗 第１図 第２図 第３図
配置を示す横断面模式図、第２図および第６図は本発明
の核燃料集合体に用いる燃料棒のそれぞれ別の例を示す
断面図である。 （１１（２１（３１（４）（５１（６）・・・燃料棒、
（７）・・・ウォーターミツド、（８）・・・チャンネ
ルボックス、（９）・・・核燃料集合体、αＯ・・・制
御俸、ａυ・・・被覆管、（６）・・・燃料ペレット、
０３・・・芯部、α慢・・・燃料ペレット、αυ・・・
環状部。 代理人 弁理士 木 村 三 朗 第１図 第２図 第３図
Claims (6)
- （１）沸騰水型原子炉に装荷されるべき核燃料集合体で
あって、複数個の燃料ペレットを積重ねて被覆管内に封
入装填してなる燃料棒の複数本を正方格子状に束ねて構
成したものにおいて、全ての燃料棒の燃料ペレットに含
まれる核燃料物質の濃縮度が均一で、一部または全部の
燃料棒の燃料ペレットに同心円状に限定された非核分裂
性物質製の芯部が形成され、前記芯部をもつ燃料ペレッ
トからなる燃料棒の一部または全部について前記芯部に
可燃性毒物が混入されていることを特徴とする沸騰水型
原子炉用核燃料集合体。 - （２） 全ての燃料棒の燃料ペレットに含まれる核分裂
性物質の濃度が均一であることを特徴とする特許請求の
範囲第１項に記載の核燃料集合体。 - （３）芯部の直径が互いに異なる複数種の燃料棒を含む
特許請求の範囲第１項に記載の核燃料集合体。 - （４）可燃性毒物を燃料ペレットの芯部に含む燃料棒の
全てについて可燃性青物濃度が均一で、且つ可燃性毒物
混入芯部の直径が互いに異なる複数種の燃料棒を含む特
許請求の範囲第１項に記載の核燃料集合体。 - （５）芯部ＶＣ混入された可燃性毒物の濃度が互いに異
なる複数種の燃料棒を含む特許請求の範囲第１項に記載
の核燃料集合体。 - （６） 可燃性青物を燃料ペレットの芯部に含む燃料棒
の全てについて芯部の直径が均一で、且つ芯部に混入さ
れた可燃性毒物の濃度が互いに異なる複数種の燃料棒を
含む特許請求の範囲第１ｍに記載の核燃料集合体。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58185825A JPS6078385A (ja) | 1983-10-06 | 1983-10-06 | 沸騰水型原子炉用核燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58185825A JPS6078385A (ja) | 1983-10-06 | 1983-10-06 | 沸騰水型原子炉用核燃料集合体 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6078385A true JPS6078385A (ja) | 1985-05-04 |
Family
ID=16177530
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58185825A Pending JPS6078385A (ja) | 1983-10-06 | 1983-10-06 | 沸騰水型原子炉用核燃料集合体 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6078385A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH01232289A (ja) * | 1988-03-11 | 1989-09-18 | Hitachi Ltd | 燃料要素及び燃料集合体 |
| EP0740309A1 (fr) * | 1995-04-28 | 1996-10-30 | Framatome | Procédé de reconstitution d'assemblage de combustible nucléaire partiellement épuisé |
| WO2001050477A1 (en) * | 2000-01-07 | 2001-07-12 | British Nuclear Fuels Plc | Improvements in and relating to nuclear fuel assemblies |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5135885A (ja) * | 1974-09-24 | 1976-03-26 | Hitachi Ltd | |
| JPS5352900A (en) * | 1976-10-25 | 1978-05-13 | Toshiba Corp | Fuel rod |
| JPS53109089A (en) * | 1977-03-03 | 1978-09-22 | Toshiba Corp | Fuel assembly |
-
1983
- 1983-10-06 JP JP58185825A patent/JPS6078385A/ja active Pending
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5135885A (ja) * | 1974-09-24 | 1976-03-26 | Hitachi Ltd | |
| JPS5352900A (en) * | 1976-10-25 | 1978-05-13 | Toshiba Corp | Fuel rod |
| JPS53109089A (en) * | 1977-03-03 | 1978-09-22 | Toshiba Corp | Fuel assembly |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH01232289A (ja) * | 1988-03-11 | 1989-09-18 | Hitachi Ltd | 燃料要素及び燃料集合体 |
| EP0740309A1 (fr) * | 1995-04-28 | 1996-10-30 | Framatome | Procédé de reconstitution d'assemblage de combustible nucléaire partiellement épuisé |
| FR2733623A1 (fr) * | 1995-04-28 | 1996-10-31 | Framatome Sa | Procede de reconstitution d'assemblage de combustible nucleaire partiellement epuise |
| WO2001050477A1 (en) * | 2000-01-07 | 2001-07-12 | British Nuclear Fuels Plc | Improvements in and relating to nuclear fuel assemblies |
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