JPS6361990A - Fuel aggregate - Google Patents
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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) [Abstract] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は軽水減速型原子炉に用いる燃料集合体に係り、
特に転換比を高めるように燃料棒を稠密格子状に配した
燃料集合体に関するものである。[Detailed Description of the Invention] [Field of Industrial Application] The present invention relates to a fuel assembly used in a light water-moderated nuclear reactor,
In particular, it relates to a fuel assembly in which fuel rods are arranged in a dense lattice to increase the conversion ratio.
軽水減速型原子炉（以下、軽水炉と記す）での核燃料物
質の利用方式には、ワンススル一方式とリサイクル方式
とがあり、現在稼動中の軽水炉は、大部分ワンススル一
方式を前提としている。ワンススル一方式では、濃縮ウ
ラン燃料を用い、ウランを燃やしきることによって燃料
の有効利用をはかつている。一方、リサイクル方式は、
再処理や再加工が完備していることが条件であり、この
方式では、 ＮｕｃＩ２． ＴｅｃｈｎｏＱ、 、 ５
９．２１２ （１９８２）における”ＧｅｎｅｒａＱ
ｆｅａｔｕｒｅｓ ｏｆａｄｖａｎｃｅｄ ｐｒｅｓｓ
ｕｒｉｚｅｄ ｗａｔｅｒ ｒｅａｃｔｏｒｓ ｔｚｉ
ｔｈｉｍｐｒｏｕｅｄ ｆｒｅＱｕｔｉｆｌｉｚａｔｉ
ｏｎ”と題する文献に示されているように、プルトニウ
ムを含む燃料体を水対燃料体積比がほぼ０．５になるよ
うに稠密に配置し、転換比を高めており、転換比を高め
ることによって、新たな燃料物質を生成し、リサイクル
することにより燃料の有効利用をはかっている。There are two methods of using nuclear fuel materials in light water-moderated nuclear reactors (hereinafter referred to as light water reactors): the once-through method and the recycling method, and most light water reactors currently in operation are based on the once-through method. The once-through type uses enriched uranium fuel and burns off the uranium to make effective use of the fuel. On the other hand, the recycling method is
The condition is that reprocessing and reprocessing are complete, and this method requires NucI2. TechnoQ, , 5
"GeneraQ" in 9.212 (1982)
Features of advanced press
urized water reactors tzi
thimproued freQutiflizati
As shown in the document entitled "On", fuel bodies containing plutonium are densely arranged so that the water to fuel volume ratio is approximately 0.5, increasing the conversion ratio. By creating new fuel materials and recycling them, we aim to make effective use of fuel.
上述したプルトニウムを含む燃料体（以下、プルトニウ
ム燃料体と記す）の稠密格子を用いた場合には、次のよ
うな問題点がある。When a dense lattice of the above-described plutonium-containing fuel body (hereinafter referred to as plutonium fuel body) is used, there are the following problems.
（１）プルトニウムは、中性子吸収率が大きく、炉を臨
界にするには、プルトニウム富化度が高くなる。（２）
プルトニウム富化度が高くなると、転換比が低下し、し
かも、制御棒の反応度価値が低下するという問題が生じ
る。(1) Plutonium has a high neutron absorption rate, and in order to make a reactor critical, plutonium enrichment must be high. (2)
As plutonium enrichment increases, the problem arises that the conversion ratio decreases and, moreover, the reactivity value of the control rod decreases.
（３）プルトニウム燃料を用いた稠密格子系では、ボイ
ド反応度係数が正になりやすい。(3) In a dense lattice system using plutonium fuel, the void reactivity coefficient tends to be positive.
本発明の目的は、プルトニウム燃料体を用いた稠密格子
燃料集合体の上述した問題点を解決することができる燃
料集合体を提供することにある。An object of the present invention is to provide a fuel assembly that can solve the above-mentioned problems of a dense lattice fuel assembly using a plutonium fuel body.
上記目的を達成するため、プルトニウム燃料体を用いた
稠密格子燃料集合体において、プルトニウムを含む燃料
体とプルトニウムを含まないウラン燃料体とで燃料−合
体を構成した。In order to achieve the above object, in a dense lattice fuel assembly using plutonium fuel bodies, a fuel assembly was constructed of a fuel body containing plutonium and a uranium fuel body not containing plutonium.
一般に、稠密格子とは、炉内にボイドの発生しない加圧
水型原子炉では水対燃料体積比が１．０以下、炉内の平
均ボイド率が４０％となる沸騰水型原子炉では水対燃料
体積比が１．５以下の範囲であり、転換比０．８ 以上
を達成できる範囲であると考えてよい（例えば、日本原
子力学会昭和５９年秋の分科会資料Ｂ７５参照）。In general, a dense lattice is defined as a water-to-fuel volume ratio of 1.0 or less in a pressurized water reactor where no voids occur in the reactor, and a water-to-fuel volume ratio in a boiling water reactor where the average void ratio in the reactor is 40%. The volume ratio is in the range of 1.5 or less, which can be considered to be the range in which a conversion ratio of 0.8 or more can be achieved (for example, see Atomic Energy Society of Japan Fall 1980 Subcommittee Material B75).
本発明の基本的考え方を稠密格子燃料集合体からなる沸
騰水型原子炉を例にとって説明する。第５図は水対燃料
体積比を変えた場合のプルトニウム燃料体格子系とウラ
ン燃料体格子系での中性子無限増倍率を示した図である
。ただし、ボイド率は４０％、プルトニウム燃料は、核
分裂性プルトニウム７．５ｗ１０富化燃料、ウラン燃料
の濃縮度は６ 、 Ｏｗ ／ ｏとした。第５図に示す
ように、ウラン燃料の方が濃縮度が低いにもかかわらず
中性子無限増倍率が高くなっている。このため、本発明
のように、燃料集合体中にウラン燃料体を配置すれば、
原子炉を臨界にするための平均プルトニウム富化度を低
減できる。したがって、前述した問題点（１）、（２）
は、プルトニウム燃料体のみを用いた場合に比べて改善
できる。The basic idea of the present invention will be explained by taking a boiling water nuclear reactor comprising a dense lattice fuel assembly as an example. FIG. 5 is a diagram showing infinite neutron multiplication factors in a plutonium fuel lattice system and a uranium fuel lattice system when the water-to-fuel volume ratio is changed. However, the void ratio was 40%, the plutonium fuel was fissile plutonium 7.5w10 enriched fuel, and the enrichment of uranium fuel was 6 Ow/o. As shown in FIG. 5, uranium fuel has a higher infinite neutron multiplication factor despite its lower enrichment. Therefore, if a uranium fuel body is placed in a fuel assembly as in the present invention,
The average plutonium enrichment required to make the reactor critical can be reduced. Therefore, the aforementioned problems (1) and (2)
can be improved compared to using only plutonium fuel bodies.
第６図は水対燃料体積比とボイド反応度係数との関係を
示した図である。FIG. 6 is a diagram showing the relationship between the water-to-fuel volume ratio and the void reactivity coefficient.
ウラン燃料の場合は、水対燃料体積比がかさくなると、
ボイド反応度係数がより負になる傾向がある。一方、プ
ルトニウム燃料では、ボイド反応度係数の絶対値が小さ
く、水対燃料体積比が小さくなると正になる・したがっ
て、本発明のように、燃料集合体内にウラン燃料体とプ
ルトニウム燃料体が混合して配置された燃料集合体では
、ボイド反応度係数を常に負に調節することが可能であ
り、前述した問題点（３）が改善できる６
〔実施例〕
以下本発明を第１図、第３図、第４図に示した実施例お
よび第２図を用いて詳細に説明する。In the case of uranium fuel, as the water-to-fuel volume ratio increases,
The void reactivity coefficient tends to be more negative. On the other hand, in the case of plutonium fuel, the absolute value of the void reactivity coefficient is small and becomes positive as the water-to-fuel volume ratio decreases. Therefore, as in the present invention, the uranium fuel body and the plutonium fuel body are mixed in the fuel assembly. In a fuel assembly arranged in such a manner, it is possible to always adjust the void reactivity coefficient to a negative value, and the above-mentioned problem (3) can be improved. This will be explained in detail using the embodiment shown in FIGS. 4 and 4 and FIG. 2.
第１図は本発明の燃料集合体の一実施例を示す水平断面
図である。第１図において、燃料集合体１は六角形状を
しており、チャンネルボックス２、六方稠密格子状に配
置された劣化ウランに配化プルトニウム（ＰｕＯ２）を
富化した燃料（以下、プルトニウム燃料と記す）よりな
る核分裂性プルトニウムの富化度が７．５ ％のプルト
ニウム燃料体３、酸化ウラン（ＵＣ）ｚ）燃料（以下、
ウラン燃料と記す）よりなり濃縮度６”１０のウラン燃
料体４、制御棒案内管５とからなっており、本燃料集合
体１の水対燃料体積比は０．９５ であり、沸騰水型原
子炉用の燃料集合体となっている。すなわち、運転状態
では、ボイドの発生により軽水の量が少なくなり、ボイ
ド率４０％の場合、加圧木型原子炉の水対燃料体積比０
．６ とほぼ等しい特性を有する。FIG. 1 is a horizontal sectional view showing one embodiment of the fuel assembly of the present invention. In Fig. 1, a fuel assembly 1 has a hexagonal shape, and a channel box 2, a fuel enriched with plutonium (PuO2) arranged in depleted uranium arranged in a hexagonal close-packed lattice (hereinafter referred to as plutonium fuel). ) with a fissile plutonium enrichment of 7.5%3, uranium oxide (UC)z) fuel (hereinafter referred to as
The fuel assembly 1 consists of a uranium fuel body 4 with an enrichment of 6"10 (referred to as uranium fuel) and a control rod guide tube 5. The fuel assembly 1 has a water-to-fuel volume ratio of 0.95, and is a boiling water type fuel assembly. It is a fuel assembly for a nuclear reactor.In other words, in operating conditions, the amount of light water decreases due to the generation of voids, and when the void ratio is 40%, the water to fuel volume ratio of a pressurized wooden reactor is 0.
．． It has almost the same characteristics as 6.
制御棒が挿入されない状態では、制御棒案内管５内は非
沸騰水で満たされている。このため、制御棒案内管５を
取り囲む燃料体の周りでは、局所的に中性子減速のよい
状態が生じる。ところで、プルトニウムの主要核分裂核
種Ｐｕ−２３９は、熱中性子に対してＵ −２３５の約
３倍の核分裂断面積をもつため、ウラン燃料に比べてプ
ルトニウム燃料の方が出力が高くなる傾向がある。この
点およびプルトニウム燃料の平均中性子エネルギーを高
めて転換比を向上させることを考慮して制御棒案内管５
の周囲にはウラン燃料体４を配置しである。When no control rod is inserted, the inside of the control rod guide tube 5 is filled with non-boiling water. Therefore, a state of good neutron moderation locally occurs around the fuel body surrounding the control rod guide tube 5. By the way, since the main fission nuclide of plutonium, Pu-239, has a fission cross section about three times that of U-235 with respect to thermal neutrons, plutonium fuel tends to have a higher output than uranium fuel. In consideration of this point and increasing the average neutron energy of plutonium fuel to improve the conversion ratio, the control rod guide tube 5
A uranium fuel body 4 is arranged around it.
本実施例では、燃料棒３，４数は合計で１２０本であり
、プルトニウム燃料体３が６０本、ウラン燃料体４が６
０本で構成しである。第２図は第１図に示す実施例の燃
料集合体におけるボイド率と中性子無限増倍率Ｋｏａと
の関係を示す線図である。本実施例の燃料集合体１の中
性子無限増倍率に６６は、プルトニウム燃料棒だけで構
成された燃料集合体に比べて約２％高くなる。これは、
同一運転条件のもとで臨界を保つ必要核分裂性プルトニ
ウム富化度を約１％低減できることに対応する。In this embodiment, the number of fuel rods 3 and 4 is 120 in total, with 60 plutonium fuel bodies 3 and 6 uranium fuel bodies 4.
It consists of 0 pieces. FIG. 2 is a diagram showing the relationship between the void fraction and the infinite neutron multiplication factor Koa in the fuel assembly of the embodiment shown in FIG. The infinite neutron multiplication factor of the fuel assembly 1 of this embodiment is 66, which is about 2% higher than that of a fuel assembly composed only of plutonium fuel rods. this is,
This corresponds to a reduction of about 1% in the fissionable plutonium enrichment necessary to maintain criticality under the same operating conditions.
さらに、この富化度低減によって転換比を約０．０３向
上することができる。Furthermore, this enrichment reduction can improve the conversion ratio by about 0.03.
本実施例の燃料集合体１のボイド率４０％におけるボイ
ド反応度係数は、約−２％Δに／Ｋ・％ボ１′ド率であ
り、プルトニウム燃料のみの場合より、より負のボイド
反応度係数となるため、本実施例になる燃料集合体１を
用いることによってより安全な炉心設計が期待できる。The void reactivity coefficient at a void ratio of 40% in the fuel assembly 1 of this example is approximately -2%Δ/K% void ratio, which indicates a more negative void reactivity than in the case of only plutonium fuel. Therefore, safer core design can be expected by using the fuel assembly 1 of this embodiment.
第３図は本発明の他の実施例を示す第１図に相当する水
平断面図である。本実施例では、燃料初期の余剰反応度
を抑えるため、プルトニウム燃料棒３、ウラン燃料棒４
のほかに可燃性毒物であるガドリニアを混合したウラン
燃料棒６を配置した燃料集合体１′としである。２はチ
ャンネルボックス、５は制御棒案内管であることは第１
図と同様である。カドリニアは、プルトニウム燃料にも
混合することは可能であるが、後述するように、ウラン
燃料はワンススル一方式、プルトニウム燃料はリサイク
ル方式で利用することを考慮し、再処理するプルトニウ
ム燃料になるべく不純物を混入しないようにすることが
好ましい。FIG. 3 is a horizontal sectional view corresponding to FIG. 1 showing another embodiment of the present invention. In this embodiment, in order to suppress excess reactivity at the initial stage of fuel, 3 plutonium fuel rods and 4 uranium fuel rods are used.
The fuel assembly 1' includes uranium fuel rods 6 mixed with gadolinia, which is a burnable poison. 2 is a channel box, and 5 is a control rod guide tube.
It is similar to the figure. Cadrinia can also be mixed with plutonium fuel, but as will be explained later, considering that uranium fuel is used once-through and plutonium fuel is used recycled, it is necessary to remove impurities as much as possible from the plutonium fuel to be reprocessed. It is preferable to avoid mixing.
第４図は本発明のさらに他の実施例を示す構成図で、第
４図（ａ）は燃料集合体の全体構成図、第４図（ｂ）は
（ａ）のＡ−Ａ’断面図、第４図（ｃ）は（ａ）のＢ−
Ｂ’断面図である。本実施例では、燃料有効長の短かい
プルトニウム燃料棒３′を含んでおり、燃料集合体１″
の高さ方向にプルトニウム燃料棒とウラン燃料棒の本数
比が異っている。沸騰水型原子炉では、燃料集合体高さ
方向にボイド率が異なるため、このような対策により等
測的に水対燃料体積比（正確には水素対燃料個数密度比
）を−様化し、出力分布の平坦化、転換比の均一化をは
かる必要がある。本実施例において、ウラン燃料棒の有
効長を短かくすることも可能であるが、中性子吸収率の
大きいプルトニウム燃料を短尺にした方が反応度として
得である。FIG. 4 is a configuration diagram showing still another embodiment of the present invention, FIG. 4(a) is an overall configuration diagram of a fuel assembly, and FIG. 4(b) is a sectional view taken along line AA' in (a). , FIG. 4(c) is B- in (a)
It is a B' sectional view. In this embodiment, the fuel assembly 1'' includes plutonium fuel rods 3' having a short effective fuel length.
The ratio of the number of plutonium fuel rods to uranium fuel rods differs in the height direction. In a boiling water reactor, the void ratio differs in the height direction of the fuel assembly, so by taking such measures, the water to fuel volume ratio (more precisely, the hydrogen to fuel number density ratio) can be varied isometrically, and the output can be increased. It is necessary to flatten the distribution and equalize the conversion ratio. In this example, although it is possible to shorten the effective length of the uranium fuel rod, it is better to shorten the plutonium fuel, which has a high neutron absorption rate, in terms of reactivity.
以上説明した各実施例に示した燃料集合体１゜１１、ｌ
ｌ＋には、プルトニウム燃料棒３とウラン燃料棒４とを
含んでおり、これら２種類の燃料体の燃料の転換比は異
なっており１例えば、第１図の実施例では、プルトニウ
ム燃料の初期転換比は０．８５、ウラン燃料の初期転換
比は０．６１である。このような特性の違いを考慮すれ
ば、本発明に係る燃料集合体の最適な使用法は、リサイ
クル方式とワンススル一方式の混合方式が望ましい。Fuel assembly 1゜11, l shown in each embodiment explained above
l+ includes plutonium fuel rods 3 and uranium fuel rods 4, and the fuel conversion ratios of these two types of fuel bodies are different1.For example, in the embodiment shown in FIG. The ratio is 0.85, and the initial conversion ratio of uranium fuel is 0.61. Considering these differences in characteristics, the optimum method for using the fuel assembly according to the present invention is preferably a mixed method of a recycling method and a once-through method.
すなわち、燃焼の初期ではプルトニウム燃料とウラン燃
料からなる本発明に係る燃料集合体を原子炉に装荷し、
燃焼させる。この段階では、稠密格子であるため転換比
が高く、プルトニウムの生成が活発に行われる。そこで
、燃焼途中で燃料集合体を再組立し、プルトニウム燃料
焉３４き抜き、ウラン燃料棒４のみの燃料集合体を構成
する。ここで構成された燃料集合体の水対燃料体積比は
１．５以上で、ウランの燃焼に最適な水対燃料比に調整
され、再び原子炉に装荷する。一方、プルトニウム燃料
棒３内には前述した如く、より多くのプルトニウムが蓄
積しており、この燃料は再処理して使用する。このよう
に、プルトニウム燃料はリサイクル方式、ウラン燃料は
ワンススル一方式で使用すれば、前述した本発明に係る
燃料集合体の長所を保持し、プルトニウム燃料、ウラン
燃料両者の有効利用をはかることができる。That is, at the initial stage of combustion, the fuel assembly according to the present invention consisting of plutonium fuel and uranium fuel is loaded into a nuclear reactor,
Burn it. At this stage, the conversion ratio is high due to the dense lattice, and plutonium production is active. Therefore, the fuel assembly is reassembled during combustion, the plutonium fuel rods 34 are removed, and a fuel assembly containing only the uranium fuel rods 4 is constructed. The fuel assembly configured here has a water-to-fuel volume ratio of 1.5 or more, which is adjusted to the optimum water-to-fuel ratio for uranium combustion, and is loaded into the reactor again. On the other hand, as described above, more plutonium is accumulated in the plutonium fuel rod 3, and this fuel is reprocessed for use. In this way, if plutonium fuel is used in the recycling method and uranium fuel is used in the once-through method, the advantages of the fuel assembly according to the present invention described above can be maintained and both plutonium fuel and uranium fuel can be used effectively. .
以上説明したように、本発明によれば、プルトニウム燃
料棒のみを稠密格子状に配置した燃料集合体の問題点を
解消でき、核分裂性プルトニウム富化度を約１％、転換
比を約０．４ ％向上できるという効果がある。As explained above, according to the present invention, the problems of fuel assemblies in which only plutonium fuel rods are arranged in a dense lattice can be solved, and the fissile plutonium enrichment is about 1% and the conversion ratio is about 0. The effect is that it can be improved by 4%.
第１図は本発明の燃料集合体の一実施例を示す水平断面
、第２図は第１図の燃料集合体におけるボイド率と中性
子無限増倍率との関係を示す線図、第３図は本発明の他
の実施例を示す第１図に相当する水平断面図、第４図は
本発明のさらに他の実施例を示す構成図、第５図は水対
燃料体積比と中性子無限増倍率との関係を示す線図、第
６図は水対燃料体積比とボイド反応度係数との関係を示
す線図である。
１．１’ 、１”・・・燃料集合体、２・・・チャンネ
ルボックス、３，３′・・・プルトニウム燃料棒、４・
・・ウラン燃料棒、５・・・制御棒案内管、６・・・ガ
ドリニア入りウラン燃料棒。FIG. 1 is a horizontal cross section showing an embodiment of the fuel assembly of the present invention, FIG. 2 is a diagram showing the relationship between void fraction and infinite neutron multiplication factor in the fuel assembly of FIG. 1, and FIG. A horizontal sectional view corresponding to FIG. 1 showing another embodiment of the present invention, FIG. 4 is a configuration diagram showing still another embodiment of the present invention, and FIG. 5 shows the water-to-fuel volume ratio and the infinite neutron multiplication factor. FIG. 6 is a diagram showing the relationship between the water-to-fuel volume ratio and the void reactivity coefficient. 1.1', 1''...Fuel assembly, 2...Channel box, 3,3'...Plutonium fuel rod, 4.
...Uranium fuel rod, 5...Control rod guide tube, 6...Uranium fuel rod containing gadolinia.
Claims (1)
以下である燃料集合体において、プルトニウムを含む燃
料棒とプルトニウムを含まないウラン燃料棒とで構成し
てあることを特徴とする燃料集合体。1. Water to fuel volume ratio using light water as moderator is 1.5
A fuel assembly as described below, comprising a fuel rod containing plutonium and a uranium fuel rod not containing plutonium.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61205873A JPH065318B2 (en) | 1986-09-03 | 1986-09-03 | Fuel assembly |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61205873A JPH065318B2 (en) | 1986-09-03 | 1986-09-03 | Fuel assembly |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6361990A true JPS6361990A (en) | 1988-03-18 |
| JPH065318B2 JPH065318B2 (en) | 1994-01-19 |
Family
ID=16514139
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61205873A Expired - Lifetime JPH065318B2 (en) | 1986-09-03 | 1986-09-03 | Fuel assembly |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH065318B2 (en) |
Cited By (4)
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| WO1993004479A1 (en) * | 1990-02-26 | 1993-03-04 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Fuel assembly for thermal reactor |
| EP0691657A1 (en) * | 1994-07-08 | 1996-01-10 | Hitachi, Ltd. | Reactor core for a light water cooled reactor, fuel assembly and control rod |
| JP2013148515A (en) * | 2012-01-20 | 2013-08-01 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | Initial loading reactor core |
-
1986
- 1986-09-03 JP JP61205873A patent/JPH065318B2/en not_active Expired - Lifetime
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0356897A (en) * | 1989-07-26 | 1991-03-12 | Hitachi Ltd | Fuel assembly of nuclear reactor |
| WO1993004479A1 (en) * | 1990-02-26 | 1993-03-04 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Fuel assembly for thermal reactor |
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Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH065318B2 (en) | 1994-01-19 |
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