JPS62273485A - Fuel aggregate - Google Patents
Fuel aggregateInfo
- Publication number
- JPS62273485A JPS62273485A JP61114607A JP11460786A JPS62273485A JP S62273485 A JPS62273485 A JP S62273485A JP 61114607 A JP61114607 A JP 61114607A JP 11460786 A JP11460786 A JP 11460786A JP S62273485 A JPS62273485 A JP S62273485A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- channel box
- length
- fuel assembly
- rod
- 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.)
- Granted
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims description 72
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 17
- 238000009835 boiling Methods 0.000 claims description 13
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 13
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 23
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 12
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 description 8
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 5
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 5
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- OYEHPCDNVJXUIW-FTXFMUIASA-N 239Pu Chemical compound [239Pu] OYEHPCDNVJXUIW-FTXFMUIASA-N 0.000 description 4
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 4
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 4
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 3
- 238000000034 method Methods 0.000 description 3
- 239000011358 absorbing material Substances 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 2
- 230000005514 two-phase flow Effects 0.000 description 2
- OYEHPCDNVJXUIW-AHCXROLUSA-N Plutonium-240 Chemical compound [240Pu] OYEHPCDNVJXUIW-AHCXROLUSA-N 0.000 description 1
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 1
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 1
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 1
- 125000004429 atom Chemical group 0.000 description 1
- 230000004323 axial length Effects 0.000 description 1
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 1
- 238000004033 diameter control Methods 0.000 description 1
- 229910001385 heavy metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 125000004435 hydrogen atom Chemical group [H]* 0.000 description 1
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 1
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 1
- 239000011229 interlayer Substances 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 125000004433 nitrogen atom Chemical group N* 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-OIOBTWANSA-N plutonium-241 Chemical compound [241Pu] OYEHPCDNVJXUIW-OIOBTWANSA-N 0.000 description 1
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- 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)
- Inert Electrodes (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。(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.
Description
【発明の詳細な説明】
３、発明の詳細な説明
［産業上の利用分野］
本発明は燃料集合体に係り、特に原子燃料資源の有効利
用に好適な燃料集合体に関する。Detailed Description of the Invention 3. Detailed Description of the Invention [Field of Industrial Application] The present invention relates to a fuel assembly, and particularly to a fuel assembly suitable for effective use of nuclear fuel resources.
［従来の技術］
ウラン資源の有効利用の観点から、ウラン２３８から核
分裂物質（プルトニウム２３９）への転換を良くした原
子炉で、稠密格子構造を用いた原子炉が、ニュークリア
チクノロシイ （Ｎ ｕｃｌｅａｒＴｅｃｈｎｏｌｏｇ
ｙ） 、 ５９．２１２（１９８２）におけるオルデコ
ップ（○１ｄｅｋｏｐ）らによるジェネラル フィーチ
ュア オブ アドバンスト プレッシアーライズド ウ
ォーター リアクターズ ウィズ インブルーブト フ
ューエル ユティライゼーション（Ｇｅｎｅｒａｌ
ｆｅａシｕｒｅｓ ｏｆ ａｄｖａｎｃｅｄｐｒｅ
ｓｓｕｒｉｚｅｄ ｗａｔｅｒ ｒｅａｃｔ、
ｏｒｓ ｗｉしｈ ｉｍｐｒｏｖｅｄｆｕｅｌ
ｕｔ、１ｌｉｚａシｉｏｎ ）と題する文献に示さ
れてぃる。上記文献での原子炉は加圧木型原子炉での技
術であり、これを沸騰水型原子炉に適用するには。[Conventional technology] From the perspective of effective use of uranium resources, nuclear reactors that improve the conversion of uranium-238 to fissile material (plutonium-239) and that use a dense lattice structure are known as nuclear reactors that use a dense lattice structure. uclearTechnolog
General Features of Advanced Pressureized Water Reactors with Influential Fuel Utilization by Oldekop et al.
fear of advanced pre
ssurized water react,
ors with improved fuel
It is shown in the document entitled UT, ILIZATION). The nuclear reactor in the above document is a pressurized wooden reactor technology, and how to apply this to a boiling water reactor.
種々の技術Ｉ！題を解決する必要がある。例えば。Various techniques I! It is necessary to solve the problem. for example.
現在の沸騰水型原子炉では十字型の制御棒が炉心下部よ
り挿入されるのに対して、上記文献では、径の細い制御
棒が炉心上部より挿入されるものであり、沸騰水型原子
炉において上記制御棒が炉心上部より挿入可能となる原
子炉内機器の構成が必要である。In the current boiling water reactor, cross-shaped control rods are inserted from the bottom of the core, whereas in the above document, narrow diameter control rods are inserted from the top of the core. In this case, it is necessary to configure the reactor equipment so that the control rods can be inserted from the upper part of the reactor core.
これについては、特開昭５．９−８４１９２号公報にお
いて、原子炉圧力容器内の気水分離器及び蒸気乾燥器を
外周部に配置することで制御棒駆動が炉心上部により可
能となる構成が示されている。Regarding this, Japanese Patent Application Laid-Open No. 5.9-84192 describes a configuration in which the control rods can be driven from the upper part of the reactor core by arranging the steam separator and steam dryer in the outer periphery of the reactor pressure vessel. It is shown.
［発明が解決しようとする問題点コ
原子炉の炉心で発生する中性子は、核分裂性のウラン２
３５に吸収されて、核分裂を引き起こす他に、ウラン元
素の大部分を占めるウラン２３８にも吸収される。ウラ
ン２３８は核分裂性でないために、核分裂を直接に引き
起こすことはないが中性子を吸収すると核分裂性のプル
トニウム２３９に変換される。このウラン２３８のよう
に中性子を吸収して核分裂性物質を作り出す物質は親物
質と呼ばれ、親物質により核分裂性燃料物質を作り出す
過程は、転換と呼ばれる。[Problem to be solved by the invention] Neutrons generated in the core of a nuclear reactor are fissile uranium 2
In addition to being absorbed by uranium-35 and causing nuclear fission, it is also absorbed by uranium-238, which makes up the majority of the uranium element. Since uranium-238 is not fissile, it does not cause nuclear fission directly, but when it absorbs neutrons, it is converted into fissile plutonium-239. A substance like this uranium-238 that absorbs neutrons and creates fissile material is called parent material, and the process of creating fissile fuel material from parent material is called conversion.
そこで、転換比（ＣＲ）を次のように定義する。Therefore, the conversion ratio (CR) is defined as follows.
転換がある場合には、原子炉運転中に燃料の原子がＮ個
ａ！ｌ費されると、ＣＲ−Ｎ個の新しい核分裂性核種の
原子が生み出されることになる。If there is a conversion, N atoms of fuel a! during reactor operation. 1 will result in the creation of CR-N new fissile nuclide atoms.
一般に軽水炉では、この転換比は０．６程度あるが、こ
れより幾分高い転換比０．８〜１．０の原子炉は転換炉
と呼ばれる。Generally, in a light water reactor, this conversion ratio is about 0.6, but a nuclear reactor with a somewhat higher conversion ratio of 0.8 to 1.0 is called a converter reactor.
転換比を高めることは、そのままでは核分裂を引き起こ
さないウラン２３８を核分裂性のプルトニウムに変える
比率が大きくなるため、ウラン資源の有効利用が図れる
と共に、燃料費の低減に有効である。Increasing the conversion ratio increases the ratio of converting uranium-238, which does not cause nuclear fission, into fissile plutonium, which makes it possible to use uranium resources more effectively and is effective in reducing fuel costs.
炉心内におけるプルトニウム生成量を増大させるには、
ウラン２３８の中性子吸収が比較的エネルギーの高い中
性子により引き起こされる（ 、＋；鳴捕獲吸収）こと
から、炉心の中性子エネルギスペクトルを高エネルギ側
にシフトすることにより達成可能である。このためには
、中性子減速効果の大きい水素原子と燃料であるウラン
原子の原子数比（Ｈ／Ｕ比）を小さくする必要がある。To increase the amount of plutonium produced in the reactor core,
Since neutron absorption of uranium-238 is caused by relatively high-energy neutrons ( , +; neutron capture absorption), this can be achieved by shifting the neutron energy spectrum of the reactor core toward higher energies. For this purpose, it is necessary to reduce the atomic ratio (H/U ratio) between hydrogen atoms, which have a large neutron moderating effect, and uranium atoms, which are the fuel.
一方、上記のように原子炉内で生成されたプルトニウム
２３９をできるだけ効率良く燃し切る必要がある。この
ためには、中性子の減速を良くして熱中性子の割合を多
くすることにより核分裂性物質への吸収率を大きくすれ
ば良い。On the other hand, as mentioned above, it is necessary to burn off the plutonium-239 produced in the nuclear reactor as efficiently as possible. To achieve this, the rate of absorption into fissile material can be increased by improving the moderation of neutrons and increasing the proportion of thermal neutrons.
これは、Ｈ／Ｕ比を、転換の場合とは逆に、大きくする
ことにより実現される。This is achieved by increasing the H/U ratio, contrary to the conversion case.
尚１以上に示した核分裂性元素への転換は、プルトニウ
ムが装荷された燃料の場合、プルトニウム２４０の中性
子吸収によるプルトニウム２４１の生成によっても起こ
るため、以下では、水素原子と燃料原子の原子数率をＨ
／ＨＭ （燃料重金属）により表わす。In addition, in the case of fuel loaded with plutonium, the conversion to the fissile element shown in 1 above also occurs through the production of plutonium-241 by neutron absorption of plutonium-240. H
/HM (fuel heavy metals).
転換比を向上させるためにＨ／ＨＭ比を小さくする方法
として燃料棒間隔を狭くした稠密格子の採用が必要とな
る。In order to improve the conversion ratio, it is necessary to employ a dense lattice with narrower fuel rod spacing as a method of reducing the H/HM ratio.
この場合燃料棒間隔が狭くなり流路面積が小さくなるこ
とから燃料集合体部での圧力損失が大きくなる。この圧
力損失を低減する方法として燃料棒の長さを短かくする
ことが有効である。In this case, the spacing between the fuel rods becomes narrower and the flow path area becomes smaller, resulting in an increase in pressure loss in the fuel assembly. An effective way to reduce this pressure loss is to shorten the length of the fuel rods.
本発明の目的は、上記稠密格子の燃料棒配列での圧力損
失の増加を抑制する燃料集合体を提供し。An object of the present invention is to provide a fuel assembly that suppresses an increase in pressure loss in the dense lattice fuel rod arrangement.
従来の沸騰水型原子炉の構造を大幅に変えることなく高
転換ｆを実現することにある。The objective is to realize a high conversion rate f without significantly changing the structure of a conventional boiling water reactor.
［間層を解決するための手段］
転換比を高める手段としてＨ／ＨＭ比を小さくする。Ｈ
／ ＨＭを小さくする方法として燃料棒間隔を狭くした
稠密格子の採用が必要となる。[Means for solving the interlayer problem] As a means to increase the conversion ratio, reduce the H/HM ratio. H
/ As a way to reduce HM, it is necessary to adopt a dense lattice with narrower spacing between fuel rods.
稠密格子では燃料集合体部での圧力損失が大きくなるた
め。この圧力損失低減する方法として燃料棒の長さを短
かくすることが有効である。This is because pressure loss in the fuel assembly increases in a dense lattice. An effective way to reduce this pressure loss is to shorten the length of the fuel rods.
従来の沸騰水形原子炉の構造を大幅に変えることなく高
転換炉とするには、従来の炉心部の長さを保つことが有
効である。このためには従来の燃料集合体の長さを保存
しておくことが一つの手段と考えられる。In order to convert a conventional boiling water reactor into a high conversion reactor without significantly changing its structure, it is effective to maintain the conventional length of the reactor core. One way to achieve this is to preserve the length of conventional fuel assemblies.
［作 用コ
本発明では、のチャンネルボックス長さを従来の沸騰水
型原子炉炉心の上下格子間隔程度とし。[Operation] In the present invention, the length of the channel box is approximately equal to the upper and lower lattice spacing of a conventional boiling water reactor core.
燃料棒長さをチャンネルボックス長さの１／３〜２／３
とすることにより、稠密格子による圧力損失増加を抑制
するとともに、チャンネルボックス内二相流の流路を確
保することにより更に圧力損失を低減する効果がある。The fuel rod length is 1/3 to 2/3 of the channel box length.
This has the effect of suppressing an increase in pressure loss due to the dense lattice, and further reducing pressure loss by securing a flow path for two-phase flow within the channel box.
本発明の燃料集合体は、従来の沸騰水型原子炉炉心の上
下格子板間隔程度の長さを有しているため、従来炉心の
変更なく装荷可能であり、稠密格子を内包することによ
り転換比が高く、二相流分離型となるため圧力損失低減
に好適な構造となっている。Since the fuel assembly of the present invention has a length comparable to the spacing between the upper and lower lattice plates of a conventional boiling water reactor core, it can be loaded without changing the conventional core, and can be converted by incorporating a dense lattice. Since the ratio is high and it is a two-phase flow separation type, it has a structure suitable for reducing pressure loss.
また、チャンネルボックスは、制御棒のガイドとなり、
燃料有効長相当長さの中性子吸収部、上下方向長さの５
／６より大きい中性子非吸収部長さをもつ長尺ホロワ−
付制御棒のガイドとして好適である。さらに、長尺ホロ
ワ−付制御棒挿入部を単相流として、制御棒の安定挿入
を図るのに好適な構造となっている。In addition, the channel box serves as a guide for the control rod,
Neutron absorption part with length equivalent to fuel effective length, 5 length in vertical direction
Long follower with neutron non-absorbing length greater than /6
Suitable as a guide for attached control rods. Furthermore, the control rod insertion portion with a long follower has a single-phase flow, which is suitable for stably inserting the control rod.
［実施例］
以下沸騰水型窩転換炉に適用した本発明の一実施例であ
る燃料集合体を第１図、第２図、第３図、第４図により
説明する。[Example] Hereinafter, a fuel assembly which is an example of the present invention applied to a boiling water type pit conversion reactor will be explained with reference to FIGS. 1, 2, 3, and 4.
本実施例の燃料集合体１は、第４図に示すように沸騰水
型窩転換炉の上部格子板２と下部格子板３（従来の沸騰
水型原子炉の上部格子板と下部格子板と同じレベルに配
置されている）に支持される長さのチャンネルボックス
を有している。本実施例の燃料燃料集合体１は、第１図
に示すようにのチャンネルボックス４の軸方向長さの約
半分の長さを有する複数の燃料棒５、各燃料棒５の上下
端を保持する中間タイプレート７及び下部タイプレート
６と、燃料棒５の相互間隔を保持するスペーサ８とを有
している。スペーサ８はスペーサ支持棒９により支持さ
れる。中間タイプレート７より上方部分のチャンネルボ
ックス４内には、燃料棒５が存在しない。燃料集合体１
の上端部には、上部タイプレート１０が設けられる。上
部タイプレート１０にはチャンネルボックス４及びファ
スナ９が取付けられている。上部タイプレート１０は、
中間タイプレート７と連結管１２で結ばれ、燃料集合体
の重量を支える役目をする。第２図は第１図の■−■断
面を示す、連結管１２複数の捧あるいは管としても同様
の効果となるゆ第３図ｊ±第１図のｍ−ｍ断面を示す。As shown in FIG. 4, the fuel assembly 1 of this embodiment has an upper lattice plate 2 and a lower lattice plate 3 of a boiling water reactor (an upper lattice plate and a lower lattice plate 3 of a conventional boiling water reactor). (located on the same level) supported by a length of channel box. The fuel assembly 1 of this embodiment includes a plurality of fuel rods 5 having a length approximately half of the axial length of the channel box 4 as shown in FIG. 1, and holds the upper and lower ends of each fuel rod 5. The fuel rod 5 has an intermediate tie plate 7 and a lower tie plate 6, and a spacer 8 that maintains the mutual spacing between the fuel rods 5. Spacer 8 is supported by spacer support rod 9. No fuel rods 5 are present in the channel box 4 above the intermediate tie plate 7. Fuel assembly 1
An upper tie plate 10 is provided at the upper end. A channel box 4 and fasteners 9 are attached to the upper tie plate 10. The upper tie plate 10 is
It is connected to the intermediate tie plate 7 by a connecting pipe 12 and serves to support the weight of the fuel assembly. FIG. 2 shows a cross section taken along the line 1--2 shown in FIG. 1, and a similar effect can be obtained even if the connecting pipe 12 is made of a plurality of tubes or tubes.
本実施例では中央の燃料棒５の一本をスペーサ支持棒９
としているが、スペーサ支持棒９は、複数とすることも
できる。In this embodiment, one of the central fuel rods 5 is connected to a spacer support rod 9.
However, there may be a plurality of spacer support rods 9.
また、スペーサ支持棒は、核分裂性物質を含まない棒と
してもよい。Further, the spacer support rod may be a rod that does not contain fissile material.
第５図は圧力損失とチャンネルボックス長さ、燃料棒長
さの関係を示す。Figure 5 shows the relationship between pressure loss, channel box length, and fuel rod length.
プルトニウムへの転換比を大きくするためには燃料ピッ
チを小さくする必要がある。これによる圧力損失の増加
を抑制するために、燃料棒５が短かくなっている。転換
比と圧力損失とのバランスから燃料棒５の長さは、従来
の沸騰水型原子炉心の上下格子板間隔程度の長さを有す
るチャンネルボックス長さの１／３〜２／３とするのが
よい。In order to increase the conversion ratio to plutonium, it is necessary to reduce the fuel pitch. In order to suppress the increase in pressure loss caused by this, the fuel rods 5 are shortened. In view of the balance between conversion ratio and pressure loss, the length of the fuel rods 5 should be 1/3 to 2/3 of the length of the channel box, which has a length comparable to the distance between the upper and lower lattice plates of a conventional boiling water reactor core. Good.
第６図は、本実施例の燃料棒集合体１とホロワ−付制御
捧１３との運転時の位置関係を示している。FIG. 6 shows the positional relationship between the fuel rod assembly 1 and the follower-equipped control shaft 13 of this embodiment during operation.
本燃料集合体１は、長尺ホロワ−付制御捧１３のホロワ
一部（中性子を吸収しない材質１例えばジルコニウム合
金からなる）１５及び中性子吸収材部（例えばＢ、Ｃを
充填）１６と燃料有効部（燃料集合体１内の燃料物質充
填域）１４との関係で高転換状態とバーナー運転状態と
を実現するのに好適な形状をしている。すなわち、原子
炉停止時または出力運転時の反応度制御時は、中性子吸
収材部１６が燃料有効部１４に隣接する形となり、ホロ
ワ一部１５がチャンネルボックス４を案内として安定に
挿入できることになる。また、ホロワ一部１５が燃料有
効部１４に隣接する場合（第４図（Ｂ）に示す燃料サイ
クル前半の高転換運転時）、チャンネルボックス外側の
水排除によりＨ／ＨＭが小さくなりウラン２３８のプル
トニウム２３９への転換が向上する。また第４図（Ｃ）
に示す燃料サイクル後半のバーナ運転時の如く長尺ホロ
ワ−付制御捧１３を全引抜するとＨ／ＨＭが大きくなり
転換されたプルトニウムの燃焼が促進されることになる
。The present fuel assembly 1 includes a follower part 15 (made of a material that does not absorb neutrons, such as a zirconium alloy) and a neutron absorbing material part 16 (filled with B and C, for example) of a control rod 13 with a long follower, and a fuel effective part 16. It has a shape suitable for realizing a high conversion state and a burner operating state in relation to the fuel material filling region (fuel material filling region in the fuel assembly 1) 14. That is, when the reactor is shut down or during reactivity control during power operation, the neutron absorber section 16 is in a form adjacent to the fuel effective section 14, and the follower section 15 can be stably inserted using the channel box 4 as a guide. . In addition, when the follower part 15 is adjacent to the fuel effective part 14 (during high conversion operation in the first half of the fuel cycle shown in FIG. 4(B)), H/HM becomes smaller due to water removal outside the channel box, and uranium-238 Conversion to plutonium-239 is improved. Also, Figure 4 (C)
When the long follower-equipped control shaft 13 is completely withdrawn as shown in FIG. 1 during burner operation in the second half of the fuel cycle, H/HM increases and the combustion of the converted plutonium is promoted.
第７図は、転換比を向上するのに好適なチャンネルボッ
クスの変形例を示すものである。正方形のチャンネルボ
ックス４に稠密格子を組込むと例えば１７行１５列とな
りチャンネルボックス４内に、燃料棒ピッチが広くなる
部分が生じる。このためチャンネルボックス４の内壁に
断面形状が半円形をした突起１８をつけることにより、
更に転換比を向上することが可能である。FIG. 7 shows a modification of the channel box suitable for improving the conversion ratio. When a dense lattice is incorporated into the square channel box 4, the result is, for example, 17 rows and 15 columns, and a portion where the fuel rod pitch is wide is created within the channel box 4. For this reason, by attaching a protrusion 18 with a semicircular cross section to the inner wall of the channel box 4,
Furthermore, it is possible to improve the conversion ratio.
第８図は、チャンネルボックスの鳥轍図であり半円形の
突起１８を示すものである。本突起部１８は燃料棒有効
部だけに限ってもよく、チャンネルボックスの強度を増
すためにその一部または全部をチャンネルボックス全長
に設けてもよい。FIG. 8 is a bird track diagram of the channel box, showing semicircular protrusions 18. The main protrusion 18 may be limited to only the effective part of the fuel rod, or may be provided partially or entirely along the entire length of the channel box in order to increase the strength of the channel box.
〔発明の効果〕
本発明によれば、従来の沸騰水型原子炉における制御棒
構造等炉内構造を大巾に変更することなく、三角形格子
の燃料棒配列を正方形のチャンネルボックス内におさめ
、Ｈ／ＨＭ比を高くしたことにより、平均転換比０．８
程度の高転換沸騰水炉に適した燃料集合体を実現できる
。又１本燃料集合体を十字型のホロワ付き制御棒と合せ
て使用し、運転期間の前半は制御棒のホロワ部を炉心に
挿入し、′Ｍ転転量間後半は、これを引き抜くことによ
り、核燃料物質を有効に燃焼することができる。[Effects of the Invention] According to the present invention, a triangular lattice of fuel rods can be housed in a square channel box without significantly changing the internal structure of the reactor, such as the control rod structure, in conventional boiling water reactors. By increasing the H/HM ratio, the average conversion ratio is 0.8
A fuel assembly suitable for high-conversion boiling water reactors can be realized. In addition, one fuel assembly is used together with a control rod with a cross-shaped follower, and the follower part of the control rod is inserted into the core during the first half of the operation period, and it is withdrawn during the second half of the rotation period. Nuclear fuel material can be burned effectively.
第１図は本発明の一実施例の燃料集合体の縦断面図、第
２図は第１図の■−■断面図、第３図は第１図の■−■
断面図、第４図は第１図の燃料集合体を装荷した原子炉
の縦断面図、第５図は、圧力損失とチャンネルボックス
長さ燃料棒長さの関係を示す特性図、第６図は炉心に装
荷した第１図の燃料集合体と制御棒との運転時の位置関
係を示す図、第７図は、第１図のチャンネルボックスの
他の実施例横断面図第８図は、第７図のチャンネルボッ
クスの、１敞図である。
１・・・燃料集合体、２・・・上部格子板、３・・・下
部格子板、４・・・チャンネルボックス、５・・・燃料
棒、６・・・下部タイプレート、７・・・中間タイプレ
ート、８・・・スペーサ、９・・・スペーサ支持棒、１
０・・・上部タイプレート、１２・・・連結管、１３・
・・長尺ホロワ−付制御棒、１５・・・ホロワ一部、１
６・・・中性子吸収材部。FIG. 1 is a longitudinal cross-sectional view of a fuel assembly according to an embodiment of the present invention, FIG. 2 is a cross-sectional view taken along ■--■ in FIG. 1, and FIG. 3 is a cross-sectional view taken along ■--■ in FIG.
4 is a vertical sectional view of the nuclear reactor loaded with the fuel assembly shown in FIG. 1, FIG. 5 is a characteristic diagram showing the relationship between pressure loss, channel box length, and fuel rod length. 7 is a cross-sectional view of another embodiment of the channel box shown in FIG. 1. FIG. 8 is a cross-sectional view of another embodiment of the channel box shown in FIG. 1. It is a first view of the channel box of FIG. 7. DESCRIPTION OF SYMBOLS 1... Fuel assembly, 2... Upper grid plate, 3... Lower grid plate, 4... Channel box, 5... Fuel rod, 6... Lower tie plate, 7... Intermediate tie plate, 8... Spacer, 9... Spacer support rod, 1
0... Upper tie plate, 12... Connecting pipe, 13.
...Control rod with long follower, 15...Follower part, 1
6...Neutron absorbing material part.
Claims (1)
ものをチャンネルボックスで被う燃料集合体において、
前記燃料棒中の核分裂性物質の含有長さが、前記チャン
ネルボックスの長さの１／３〜２／３であることを特徴
とする燃料集合体。 ２、前記燃料棒内中の核分裂性物質含有部が燃料集合体
下方部に位置している特許請求の範囲第１項記載の燃料
集合体。 ３、前記燃料棒長さが前記チャンネルボックスの長さの
１／３〜２／３である特許請求の範囲第１項または第２
項記載の燃料集合体。 ４、前記チャンネルボックスの横断断面形状が正方形で
かつ前記燃料棒の配列は隣接燃料棒との間隔が等しい正
三角形格子形状である特許請求範囲１記載の燃料集合体
。 ５、前記チャンネルボックスの内面の一部に半円形また
は半円形に近い形状の空起部をもつ特許請求範囲１記載
の燃料集合体。[Claims] 1. In a fuel assembly in which a channel box covers a bundle of fuel rods loaded in a boiling water reactor,
A fuel assembly characterized in that the length of fissile material contained in the fuel rod is 1/3 to 2/3 of the length of the channel box. 2. The fuel assembly according to claim 1, wherein the fissile material-containing portion within the fuel rod is located at a lower portion of the fuel assembly. 3. Claim 1 or 2, wherein the length of the fuel rod is 1/3 to 2/3 of the length of the channel box.
Fuel assembly as described in section. 4. The fuel assembly according to claim 1, wherein the channel box has a square cross-sectional shape and the fuel rods are arranged in an equilateral triangular lattice shape with equal spacing between adjacent fuel rods. 5. The fuel assembly according to claim 1, wherein a part of the inner surface of the channel box has a semicircular or nearly semicircular hollow raised part.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61114607A JPH0721543B2 (en) | 1986-05-21 | 1986-05-21 | Fuel assembly |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61114607A JPH0721543B2 (en) | 1986-05-21 | 1986-05-21 | Fuel assembly |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62273485A true JPS62273485A (en) | 1987-11-27 |
| JPH0721543B2 JPH0721543B2 (en) | 1995-03-08 |
Family
ID=14642090
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61114607A Expired - Lifetime JPH0721543B2 (en) | 1986-05-21 | 1986-05-21 | Fuel assembly |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0721543B2 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2763167A1 (en) * | 1997-05-09 | 1998-11-13 | Toshiba Kk | Nuclear reactor core comprising fuel assemblies |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS60224092A (en) * | 1984-04-20 | 1985-11-08 | 株式会社東芝 | Fuel aggregate |
| JPS6171389A (en) * | 1984-09-17 | 1986-04-12 | 株式会社日立製作所 | Fuel aggregate |
-
1986
- 1986-05-21 JP JP61114607A patent/JPH0721543B2/en not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS60224092A (en) * | 1984-04-20 | 1985-11-08 | 株式会社東芝 | Fuel aggregate |
| JPS6171389A (en) * | 1984-09-17 | 1986-04-12 | 株式会社日立製作所 | Fuel aggregate |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2763167A1 (en) * | 1997-05-09 | 1998-11-13 | Toshiba Kk | Nuclear reactor core comprising fuel assemblies |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0721543B2 (en) | 1995-03-08 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US6512805B1 (en) | Light water reactor core and fuel assembly | |
| JP2511581B2 (en) | Boiling water reactor core and boiling water reactor | |
| JP3036810B2 (en) | Fuel assembly | |
| EP0856852B1 (en) | Reactor core for a light water cooled nuclear reactor and control rod for the same | |
| JPS5844237B2 (en) | Nuclear reactor core fuel loading and operation method | |
| JPH058797B2 (en) | ||
| WO2018074341A1 (en) | Fuel assembly and reactor core of boiling water nuclear reactor loaded with same | |
| EP2088600A1 (en) | Core of a boiling water reactor | |
| JPS62273485A (en) | Fuel aggregate | |
| US20200194132A1 (en) | Fuel Loading Method and Reactor Core | |
| JPS62259086A (en) | Fuel aggregate | |
| JP7168528B2 (en) | fuel assembly | |
| JP2610254B2 (en) | Boiling water reactor | |
| JP2006184174A (en) | Fuel assembly of boiling water reactor | |
| JPS63144290A (en) | Nuclear reactor fuel aggregate | |
| JP2020118526A (en) | Fuel assembly and light water reactor core | |
| JPS62273488A (en) | Nuclear reactor system | |
| JPS6373192A (en) | Boiling water type reactor | |
| JP2023058274A (en) | Fuel assembly and core of nuclear reactor | |
| JPS62273489A (en) | Nuclear reactor | |
| JPS62259087A (en) | Fuel aggregate | |
| JPH03267793A (en) | Fuel assembly | |
| JPH01201189A (en) | Fuel assembly for boiling water reactor and method for operating boiling water reactor using said fuel assembly | |
| JP2000258574A (en) | Fuel assembly | |
| JPH0378955B2 (en) |