JPS6120887A - 沸騰水型原子炉の炉心 - Google Patents

沸騰水型原子炉の炉心

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JPS6120887A
JPS6120887A JP59141274A JP14127484A JPS6120887A JP S6120887 A JPS6120887 A JP S6120887A JP 59141274 A JP59141274 A JP 59141274A JP 14127484 A JP14127484 A JP 14127484A JP S6120887 A JPS6120887 A JP S6120887A
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fuel
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boiling water
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練三 竹田
肇男 青山
貞夫 内川
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    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、沸騰水量原子炉の炉心に関するものである。
〔発明の背景〕
沸騰水量原子炉の炉心は、第1図にその水平断面を示す
ように、燃料棒1がウォータロッド2とともにチャンネ
ルボックス3内に正方格子状に配置された燃料集合体4
と十字型制御棒5とで構成されている。6は中性子検出
器計装管、7はギャップ水を示している。第2図、第3
図及び第4図はそれぞれ従来の燃料集合体の外観、縦断
面及び第2図のX方向平面図で、この燃料集合体4は四
角筒のチャンネルボックス3とこのチャンネルボックス
3の内部に収納される燃料バンドル8とから構成されて
いる。燃料バンドル8はチャンネルボックス3の上、下
部にほめと唸れる上部タイプレート9及び下部タイプレ
ート10と、チャンネルポツクス3内部で軸方向に沿っ
て間隔を置いて設置された複数個のスペーサ11と、こ
のスペーサ11を貫通し上、下部タイプレート9.10
に両端を固定した複数本の燃料棒12とから構成される
。燃料棒12はスペーサ11によって正方格子状に整列
支持される。
燃料集合−(*4のチャンネルボックス3の内部では、
冷却材は炉心上方に向って流れており、下部入口から1
0Kcat/Kg前後のサブクール水の状態で燃料集合
体に入シ、上部出口では約60%のボイド率になってい
る。一方燃料集合体4のまわシはギャップ水7でかこま
れており、飽和水の状態にある。このような炉心構造に
おいては、炉心下部からチャンネルボックス3内部に入
った冷却材は、炉心出口から出ていくまで、同一の燃料
集合体内を流れるので隣シあう燃料集合体間での冷却材
の混合はない。その結果、炉心全体の冷却材は、全ての
燃料集合体での圧力損失が等しくなる様に配分される。
一般に、出力の大きい燃料集合体では、ボイド発生量が
大きく二相流圧力損失が増える結果、冷却材流量は小さ
くなり、逆に出力の小さい燃料集合体では、冷却材流量
が大きくなる。
一方、沸騰水量原子炉では、燃料交換時に、約4体に1
体の割合で新しい燃料、と交換される。従って、炉心内
には、炉心滞在期間の異なる燃料が混在することになる
。すなわち、燃焼度の異なる燃料が存在し、各燃料集合
体の出力にばらつき(ミスマツチ)が生じる。出力のミ
スマツチは取出し燃焼度を高めるために、燃料の濃縮度
を高くするほど大きく々る。従来の炉心構成では、出力
の大きい燃料集合体には、冷却材が流れにくいため、熱
的余裕が低下するという問題があろうまた、従来の炉心
構成では、炉心の中に、二相流部分(チャンネルボック
ス内)と飽和水の部分(ギャップ領域)が偏在する。こ
のことは、燃料棒の局所出力ビーキングを増大させる他
に、ギャップ水が中性子の減速に有効に寄与せず、かつ
中性子を無駄に吸収するため、燃料経済性を悪化させ、
又ギャップ水の分だけ、冷却材の流路がせまくな、す、
冷却材の圧損が増加するため、炉の安定性を悪化させる
原因となっている。
〔発明の目的〕
本発明は、これらの問題点を除去し、熱的余裕の増大と
、燃料経済性の向上の可能な沸騰水量原子炉の炉心を提
供することを目的とする。
〔発明の概要〕
本発明は、隣接する4個の十字型の制御棒によって区画
された各空間内に4体の燃料集合体が配列している沸騰
水量原子炉の炉心において、前記4体の燃料集合体が、
それぞれの外周の前記制御棒に対向する二面の少なくと
も該制御棒に面する部分にのみ制御棒ガイド用の薄板が
付設してあシ、その他の外周部分はそれぞれ該燃料集合
体を構成する燃料棒が露出しており、該燃料集合体の前
記制御棒に対向しない面を対向配置したとき、4体の該
燃料集合体それぞれの前記対向配置する面の間が冷却材
流路となるように構成されていることを特徴とするもの
である。
本発明では、4体の制御棒で囲まれた炉心領域ごとに、
燃料集合体間での冷却材の混合がおこるようにするため
、制御棒に対向しない側のチャンネルボックスを撤廃し
て水ギヤツプ領域をなくし、さらに水ギヤツプ領域であ
った空間を冷却材流路と口て利用し、燃料棒間隔を広く
して、炉心の中で燃料棒をより均質に配置することによ
り、中性子利用率の向上を図るものである。
このような炉心構造において出力の異なる燃料集合体が
となり合った場合、冷却材は炉心の各高さ方向で圧力損
失が等しくなるように流れる。すなわち、出力の大きい
燃料集合体部分では、ボイド発生による二相流圧力損失
が大きいため、冷却材の質量流量は低ドし、逆に出力の
小さい燃料集合体間分では冷却材の質量流量は増加する
。ボイド率も高出力燃料集合体部分で大きく、低出力燃
料集合体部分で小さい分布を持つ。このような状況にお
いて燃料集合体間での横方向の流れとして、乱流混合現
象およびボイドドリフト現象による流れが生じる。乱流
混合現象は、一般にボイド分布を平坦化する。すなわち
、高出力燃料集合体領域と低出力燃料集合体領域のボイ
ド率を平坦化するように機能する。一方、ボイドドリフ
ト現象は、蒸気は冷却材流速の大きい領域に、すなわち
質量流量の大きい領域に集まり、その反作用として水は
逆方向に流れるという現象であり、これもこのような炉
心構造ではボイド分布を平坦化する方向に寄与する。従
って、高出力の燃料集合体部分でのボイド率は、従来の
ように一つの燃料集合体がチャンネルボックスで仕切ら
れている場合よりも小さくなり、冷却材流量ば逆に増加
する。これにより、高出力燃料集合体部分での熱的余裕
は増加する。また高出力燃料集合体部分は、中性子無限
増倍率が大きい領域であり、その領域でボイド率が小さ
くなるため、炉心全体での実効増倍率は、従来の炉心構
造の場合よりも増加する。
沸騰水量原子炉は、304.8簡のピッチで、十字型の
制御棒が配置されており、4個の制御棒でかこまれた空
間に4体の燃料集合体が正方格子状に配置されている。
典型的な炉では、′各燃料集合体の間に1126Trr
Inのギャップ水が存在する。ギヤツ大きく異なる。第
5図は中性子無限増倍率と水対ウラン比の関係を示した
ものである。この図で横軸には、z(/U(相対比)(
ここでi(、Uはそれぞれ水素、ウランの原子数を示す
)、縦軸には中性子無限増倍率(相対比)がとってあり
、水対クラ/比を大きくすると、水による中性子減速効
果が有効になり、一般に中性子無限増倍率は上昇する。
しかし水対ウラン比がある値以上に7よると、減速効果
による中性子無限増倍率の増加分と、水の中性子吸収効
果による減少分がほぼ等しくなり中性子無限増倍率が上
昇しなくなる。第5図に記した点A、B及びCは、ぞれ
ぞれ集合体平均、集合体周辺部及び喚合体中心部の中性
子無限増倍率を示す。従来の燃料集合体では、ギャップ
水に面した集合体周辺部の燃料棒と、それ以外の集合体
中心部の燃料棒の数は、はぼ同数であり、点Aで示す燃
料集合体平均の中性子無限増倍率は、点B。
点Cの平均値になっている。
局所出力ビーキング係数を低く抑え、かつ燃料経済性を
向上させるには、第5図から集合体中心部の水対ウラン
比を大きくすればよいことが分かる。そこで制御棒が対
向しない側のチャンネルボックスをとりはらい、丁度、
水ギャップがなくなるように燃料間隔を拡大し、隣シあ
った4体の燃料集合体の燃料棒が16X16の正方格子
の大型燃料集合体を構成する構造を考える。このような
構造にすると、単位格子の水対ウラン比が増大する結果
、集合体周辺部及び中心部の中性子無限増倍率は第5図
で点Bから点B′に、また点Cから点C′に変化する。
集合体中心部は減速不足領域であるため、水対ウラン比
の増大に伴い中性子無限増倍率が大きく増加し、集合体
周辺部の中性子無限増倍率とほぼ等しくなる。その結果
、集合体周辺部の燃料棒の割合が1/2から1/4に減
少したにもかかわらず、点A′で示す燃料集合体平均の
中性子無限増倍率は、従来の点Aよシ高くなる。
また、チャンネルボックス及びギャップ水が減少するた
め、熱中性子の無駄な吸収がなくなり、中性子利用率が
向上する。さらに、冷却材の流路断面積が増加すること
により、流量制御によるスペクトルシフト幅が増大し、
省ウランが実現できる。
単位格子の水対ウラン比が増大したことを利用すれば、
ウラン装荷量を増大する可能性がでてくる。これは燃焼
度一定で燃料集合体の寿命を延長できることになり燃料
経済性が向上する。
一方、冷却材の流路断面積が増大し、圧損が低下する結
果、安定性が向上する。
〔発明の実施例〕
以下、実施例について説明するっ 第6図は一実施例の炉心の構成を示す断面図、第7図は
、本実施例の炉心に装荷する燃料集合体構造を示す斜視
図で、第1〜第4図と同一の部分には同一の符号が付し
である。燃料集合体は、炉心に配置した際に制御棒に面
する二面にのみ、ジルカロイ−4よりなる制御棒ガイド
用の薄板13が付設してアリ、他の二面は構方向に開放
された構造をしている。この燃料集合体は8×8の燃料
棒または水ロッドから構成されているつ制御棒ガイド用
の薄板13を付設していない四面を互いに向きあわせる
ように前記燃料集合体を配置することにより、あたかも
16X16型の燃料集合体が炉心に装荷されたように炉
心が構成される。すなわち、従来の8×8燃料燃料体で
の燃料棒間隔は16.26mであり、炉心に装荷した際
に隣りあった燃料集合体の互いに向きめった燃料棒間隔
は38,6咽であるのに対して11本実施例では燃料棒
間隔を16.26mから17.65震に広げた燃料集合
体で炉心を構成することにニジ、隣りあった燃料集合体
の互いに向きおった燃料棒の中心間隔も17.65mと
な、す、燃料棒間隔が17.65mの正方格子状の16
×16の大型燃料集合体を装荷した炉心と等価になる。
単位燃料棒格子の水平断面の冷却材流路断面積と二酸化
ウラン断面積の比は、1.75から2.32に、約1.
32倍に増加し、その結果、水対ウラン比が増加する。
集合体中心部の中性子の平均エネルギーが低下すること
によって燃料集合体が均質に近づき、燃料−断性が向上
する。第8図は水対ウラン1析面積比と炉心平均の中性
子無限増倍率の関係を示し、横軸、縦軸には、それぞれ
単位燃料棒格子の水対ウラン断面積比(相対値)、中性
子無限増倍率がとっである。燃料集合体が均質に近づい
たことにより、制御棒に面した燃料集合体コーナ部の燃
料棒を除き、濃縮度分布を付ける必要がない。また、集
合体中心部の中1生子減速効果が増大したため、水ロッ
ドが不要となり、ウラン装荷量が約2慢増加でき、その
結果、燃焼度を増加させなくとも連続運転期間が延長で
きるつ又、冷却材流路断面積が32%増加することによ
り、冷却材流量が一定の場合、流速が従来の75多に低
下し、圧損は従来の57チに低下する。
その結果、省ウラン7%低減、安定性減衰係数の値が約
1/2になる。
さらに、この実施例の炉心構造では、燃料を交換する際
には、従来と同様に一体ずつ燃料集合体を交換できるた
め、16X16の大型燃料集合体一体をすべて交換する
場合に生じる炉心内での出力公理の大きな変化は生じな
いため、16X16犬型燃料集合体を装荷した炉心での
問題も解決することができる。
このような効果(Lま、8×・8燃料集合体の構造に限
ら’r”、7X7,9X9等の燃料集合体にも適用でき
る。
なお、この発明では4個の十字型の制御棒で囲まれた炉
心領域ごとに、燃料集合体間での冷却材の混合がおこる
ようにするた・め、制御棒が挿入されない側のチャンネ
ルボックスを撤廃し、水ギヤツプ領域をなくすとともに
、水ギヤツプ領域であった空間を冷却材流路として利用
し、熱的余裕の増大と燃料経済性向上を図ることが可能
になったが、制御棒に対向しない面を対向配置したとき
、4体の燃料集合体それぞれの対向配置する面を構成す
る燃料棒の中心間隔(以下隣接燃料棒間隔と称する)は
15〜33力間が好適である。すなわち、隣接燃料棒間
隔と流路面積との間には第9図(横軸、縦軸にそれぞれ
隣接燃料棒間隔(覇)、流路面積(相対比)がとっであ
る)に示す関係があるつり、Bはそれぞれ8×8格子、
9×9格子の場合、Fは従来の燃料集合体の場合を示し
である。流路面積の増加は、熱的余裕の増大、圧損の減
少のほか、多数水ロッドの配置等集合体設計の自由度が
増し、燃料経済性が向上する。
そして、水ギヤツプ領域を減少させ、隣接燃料棒間隔を
減少すると、流路面積が増加するが、水ギヤツプ領域が
なくなれば、それ以上隣接燃料棒を接近させても流路面
積は増加しない。
次に、隣接燃料棒間隔と反応度との間には第10図(横
軸、縦軸にはそれぞれ隣接燃料棒間隔(wn) 、反応
度差(%Δk)がとってあシ、反応度の基準値は現行の
集合体の値を用いている。)に示す関係がある。G、H
はそれぞれ8×8格子。
9×9格子の場合を示している。この図は一例として流
路面積を現行の1,1倍とした場合で、隣接燃料棒の減
少に伴い水対燃料比の均質化、ギャップ水による中性子
吸収の減少さらに水ロツド本数の増加が可能となり、反
応度が上昇する。しかし水ギヤツプ領域がなく々れば、
それ以上隣接燃料棒を近づけることは隣接燃料棒付近の
水対燃料比を減少させることになり燃料経済性は逆に悪
くなる。さらKli接燃料棒付近の熱的余裕も減少する
っこれに対して、水ギヤツプ領域がなくなる隣接燃料棒
間隔は、8×8格子では17.6閣、9X’9格子では
15.7taであるため約15mを最小としたものであ
り、最大の隣接燃料棒間隔は従来の最小の値である約3
3 rran以下にすることによって所期の目的が達成
されるため、約30+mを最大として、所期の目的を達
成可能とする隣接燃料棒間隔は約15〜30叫としたも
のであろう 以上の説明よシ明らかな如く、制御棒が挿入されていな
い側の水ギャップを撤廃し、その空間を冷却材流路とし
て利用し、燃料棒間隔を広くして、炉心の中で燃料棒を
より均質に配置することにより、燃料集合体間での冷却
材混合による熱的余裕の改善と燃料経済性の向上を図る
ことが可能となる。
〔発明の効果〕
本発明は、熱的余裕の増大と、燃料経済性の向上の可能
な沸騰水屋原子炉の炉心を提供可能とするもので、°産
業上の効果の大なるものである。
【図面の簡単な説明】
第1図は従来の沸騰水量原子炉の炉心の水平断面図、第
2図は従来の沸騰水量原子炉の燃料集合体の外観を示す
斜視図、第3図は同じく縦断面図、第4図は第2図のX
方向平面図、第5図は水対ウラン比と中性子無限増倍率
との関係を示す線図、第6図は本発明の沸騰水量原子炉
の炉心の一実施例の水平断面図、第7図は同じく燃料集
合体の外観を示す斜視図、第8図は第6図の実施例にお
ける水対ウラン断面積比と中性子無限増倍率との関係を
示す線図、第9図は隣接燃料棒間隔と流路面積との関係
を示す線図、第10図は隣接燃料棒間隔と反応度との関
係を示す線図である。 1・・・燃料棒、5・・・制御棒、6・・・中性子検出
器計装管、7・・・ギャップ水、9・・・上部タイプレ
ート、10・・・下部タイプレート、11・・・スペー
サ、12・・・燃料棒、13・・・制御棒ガイド用の薄
板。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、隣接する4個の十字型の制御棒によつて区画された
    各空間内に4体の燃料集合体が配列している沸騰水量原
    子炉の炉心において、前記4体の燃料集合体が、それぞ
    れの外周の前記制御棒に対向する二面の少なくとも該制
    御棒に面する部分にのみ制御棒ガイド用の薄板が付設し
    てあり、その他の外周部分はそれぞれ該燃料集合体を構
    成する燃料棒が露出しており、該燃料集合体の前記制御
    棒に対向しない面を対向配置したとき、4体の該燃料集
    合体それぞれの前記対向配置する面の間が冷却材流路と
    なるように構成されていることを特徴とする沸騰水型原
    子炉の炉心。 2、前記冷却材流路となる対向配置する面を構成する燃
    料棒の中心間隔が約15〜30mmである特許請求の範
    囲第1項記載の沸騰水量原子炉の炉心。 3、前記燃料棒の中心間隔が、前記燃料集合体を構成す
    る燃料棒の相互間の中心間隔と等しくなつている特許請
    求の範囲第2項記載の沸騰水型原子炉の炉心。
JP59141274A 1984-07-06 1984-07-06 沸騰水型原子炉の炉心 Granted JPS6120887A (ja)

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2008281501A (ja) * 2007-05-14 2008-11-20 Toshihisa Shirakawa 軽水型原子炉の炉心

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2008281501A (ja) * 2007-05-14 2008-11-20 Toshihisa Shirakawa 軽水型原子炉の炉心

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