JPS636490A - Nuclear-reactor fuel aggregate - Google Patents
Nuclear-reactor fuel aggregateInfo
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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) [Summary] 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、原子炉の燃料集合体に係り、特に、燃料転換
比が高く、燃料経済性向上に好適な燃料集合体に関する
。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Industrial Application Field] The present invention relates to a fuel assembly for a nuclear reactor, and particularly to a fuel assembly that has a high fuel conversion ratio and is suitable for improving fuel economy.
液体ナトリウムを冷却材とする高速増殖炉は、核分裂性
物質であるプルトニウムを富化した燃料物質を装荷した
炉心領域と、その炉心領域を取囲みしかも燃料親物質（
例えば、ウラン−２３８）を主成分とする燃料物質（例
えば、天然ウランまたは劣化ウラン）を装荷した外部ブ
ランケット領域とからなる炉心を有している。このこと
は、動力炉技報Ｎα４７ （１９８３，９）動力炉・核
燃料事業団などで参照できる。炉心は、多数の燃料集合
体から構成されており、高速増殖炉の燃料集合体は、冷
却材の流路を形成する角筒と、その内部に燃料物質を充
填した燃料棒を多数束ねた構造である。燃料棒は、ＳＵ
Ｓ等の金属で作られた円管状の被覆管の内部に、燃料物
質が燃料ペレットの形で充填されている。軸方向のほぼ
中央部にプルトニウムを富化した燃料ペレットを充填し
て炉心部を形成し、その上下に燃料親物質から成る燃料
ペレットを充填して軸方向ブランケット部を形成してい
る。A fast breeder reactor that uses liquid sodium as a coolant has a core region loaded with fuel material enriched with plutonium, a fissile material, and a reactor core region that is surrounded by a fuel material enriched with plutonium, a fissile material.
For example, the reactor core has an outer blanket region loaded with a fuel material based on uranium-238 (e.g., natural uranium or depleted uranium). This can be referred to in Power Reactor Technical Report Nα47 (1983, September) Power Reactor and Nuclear Fuel Agency, etc. The reactor core is made up of a large number of fuel assemblies, and the fuel assembly of a fast breeder reactor has a structure in which a rectangular tube that forms a coolant flow path and a large number of fuel rods filled with fuel material are bundled together. It is. The fuel rod is SU
A cylindrical cladding tube made of metal such as S is filled with fuel material in the form of fuel pellets. Plutonium-enriched fuel pellets are filled approximately at the center in the axial direction to form a reactor core, and fuel pellets made of a fuel parent material are filled above and below the reactor core to form an axial blanket section.
高速増殖炉は、エネルギーの高い中性子を利用できるの
で、燃料親物質にこの中性子を吸収させて新しい核分裂
性物質（プルトニウム−２３９゜−２４１等）を生成す
る割合、即ち、転換比が軽水炉などに比べて大きい、上
記の軸方向ブランケット燃料や炉心の径方向外側に装荷
されている径方向ブランケット燃料は、この特長を利用
して燃料の増殖を行うためのものである。Fast breeder reactors can utilize high-energy neutrons, so the rate at which the parent fuel material absorbs these neutrons and produces new fissile material (plutonium-239°-241, etc.), that is, the conversion ratio, is higher than that of light water reactors. The above-mentioned axial blanket fuel, which is relatively large, and the radial blanket fuel loaded radially outside the reactor core are used to multiply the fuel by utilizing this feature.
特開昭５５−１６０８９７号公報などで示される従来技
術では、上記の高速増殖炉の特長をより一層強調するた
めに、中性子束レベルの最も高い、炉心の中央部に燃料
親物質からなる内部ブランケット領域を設けて、炉心領
域の転換比を高め、増殖性を向上している。また、この
内部ブランケットの設置により、炉心の燃焼反応度劣化
を低減し、出力分布を平坦化し、出力変動を低減するな
どの効果も得ている。In the conventional technology disclosed in Japanese Patent Application Laid-Open No. 55-160897, etc., in order to further emphasize the above-mentioned features of the fast breeder reactor, an internal blanket made of a fuel parent substance is installed in the center of the reactor core, where the neutron flux level is highest. The area is set up to increase the conversion ratio of the core area and improve multiplication ability. Additionally, the installation of this internal blanket has the effect of reducing combustion reactivity deterioration in the core, flattening the power distribution, and reducing power fluctuations.
−般に、炉心の増殖性及び燃焼反応度劣化は、内部ブラ
ンケットの体積を増大すると改善されてゆくが、出力分
布の平坦化及び出力変動の低減については、内部ブラン
ケットの体積割合に最適な点が存在する。上記の従来技
術では、内部ブランケットの体積割合が、出力分布を平
坦化し、出力変動を低減するという観点からは最適化さ
れているが、炉心の増殖性の増大及び燃焼反応度劣化の
低減という面では十分配慮されておらず、燃料経済性及
び運転性の面で改善の余地がある。- In general, core breeding and combustion reactivity deterioration are improved by increasing the volume of the internal blanket, but for flattening the power distribution and reducing power fluctuations, the optimum volume ratio of the internal blanket is exists. In the above-mentioned conventional technology, the volume ratio of the internal blanket is optimized from the viewpoint of flattening the power distribution and reducing power fluctuations, but from the viewpoint of increasing the core breeding property and reducing combustion reactivity deterioration. However, sufficient consideration has not been given to this, and there is room for improvement in terms of fuel economy and drivability.
本発明の目的は、出力分布の平坦化及び出力変動の低減
を実現しつつ、炉心の転換比を高めて増殖性を高めると
共に燃焼反応度劣化を低減することにある。An object of the present invention is to flatten the power distribution and reduce power fluctuations while increasing the conversion ratio of the reactor core, increasing the multiplication property, and reducing combustion reactivity deterioration.
上記目的は、内部ブランケットの体積及び形状を出力分
布平坦化、出力変動低減を実現するよう最適化したまま
、内部ブランケットに充填する燃料親物質の量を炉心部
の燃料物質の量より多くすることにより、達成される。The above purpose is to increase the amount of fuel parent material filled into the internal blanket compared to the amount of fuel material in the core while optimizing the volume and shape of the internal blanket to flatten the power distribution and reduce power fluctuations. This is achieved by
即ち、燃料集合体の燃料棒に充填する内助ブランケット
燃料ペレットの燃料密度を上下の炉心部に充填する燃料
ペレットの燃料密度より大きくする。That is, the fuel density of the inner supporting blanket fuel pellets filled in the fuel rods of the fuel assembly is made larger than the fuel density of the fuel pellets filled in the upper and lower core parts.
燃料集合体の軸方向はぼ中央部に位置する内部ブランケ
ット部では、上下の炉心部で核分裂により生成した中性
子が流入するため中性子束レベルが高くなっており、そ
の位置に充填された高密度の燃料ペレットは、燃料親物
質による中性子吸収効果と、それに伴う核分裂性物質の
生成効果を強調するように働く。その結果、内部ブラン
ケット部の転換比が大きくなり、炉心の増殖性が増大す
ると共に燃焼反応度劣化も低減できる。この領域の燃料
密度を増やしても１本来、核分裂による熱の発生が炉心
部よりはるかに小さいので燃料ペレットの熱膨張による
変形、あるいは、気体状の核分裂性生成物による内圧の
上昇などによる燃料被覆管への影響は小さい。In the internal blanket section located in the axial center of the fuel assembly, the neutron flux level is high due to the inflow of neutrons generated by nuclear fission in the upper and lower core sections. The fuel pellets serve to emphasize the neutron absorption effect of the fuel parent material and the associated fissile material production effect. As a result, the conversion ratio of the internal blanket section becomes large, the multiplication property of the core increases, and combustion reactivity deterioration can also be reduced. Even if the fuel density in this region is increased, the heat generated by nuclear fission is originally much smaller than in the core, so the fuel cladding may be deformed due to thermal expansion of the fuel pellets, or due to increased internal pressure due to gaseous fissile products. The effect on pipes is small.
以下、本発明の一実施例を第１図により説明する。 An embodiment of the present invention will be described below with reference to FIG.
第１図、第２図、第３図は、本発明を高速増殖炉の燃料
集合体に適用する為の実施例であり、６角形状のラッパ
管２の内部に多数の燃料棒１を３角メツシユ状に束ねた
構造をしており、燃料棒の間隙を冷却材であるナトリウ
ム５が下部のエントランスノズル４の穴から流入し、上
部のハンドリングヘッド３の所から集合体上部に流出す
る。燃料棒は、下部のプレナムスプリング１０の上に、
中実のブランケット燃料ペレット７、つづいて。1, 2, and 3 show embodiments in which the present invention is applied to a fuel assembly for a fast breeder reactor, in which a large number of fuel rods 1 are arranged inside a hexagonal wrapper tube 2. It has a structure in which the fuel rods are bundled into a square mesh, and the coolant sodium 5 flows through the gaps between the fuel rods through the holes of the entrance nozzle 4 at the bottom and flows out from the handling head 3 at the top to the upper part of the assembly. The fuel rod is placed on the lower plenum spring 10,
Solid blanket fuel pellets 7, continued.
中空の炉心燃料ペレット８、中実の内部ブランケット燃
料ペレット９、中空の炉心燃料ペレット８、および中実
のブランケット燃料ペレット７の順で、被覆管６の内部
に充填された構造をしている。炉心部の軸方向のほぼ中
央に、中空の炉心燃料ペレット８に対して、燃料密度の
高い中実の内部ブランケット燃料ペレット９を配置した
ことが本発明の特長である。The inside of the cladding tube 6 is filled with hollow core fuel pellets 8, solid inner blanket fuel pellets 9, hollow core fuel pellets 8, and solid blanket fuel pellets 7 in this order. A feature of the present invention is that solid inner blanket fuel pellets 9 with high fuel density are arranged in contrast to hollow core fuel pellets 8 at approximately the center in the axial direction of the reactor core.
本発明の効果を明らかにするために行った炉心設計解析
結果について述べる。電気出力１００万ＫＷクラスの大
型高速増殖炉を対象として、炉心高さを１５０■、内部
ブランケット厚さを２０■とし、中空の炉心燃料の穴の
直径をペレット径の５０％（体積比２５％）、プルトニ
ウム富化度を１６ｗ％、内部ブランケット燃料を劣化ウ
ランとして計算した結果を第４図に示す。炉心燃料に対
する内部ブランケット燃料の燃料密度比を変えて。The results of a core design analysis conducted to clarify the effects of the present invention will be described. Targeting a large fast breeder reactor with an electrical output of 1 million KW class, the core height is 150cm, the internal blanket thickness is 20cm, and the diameter of the hollow core fuel hole is 50% of the pellet diameter (volume ratio 25%). ), the plutonium enrichment is 16 w%, and the internal blanket fuel is depleted uranium. The results of calculations are shown in Figure 4. By changing the fuel density ratio of internal blanket fuel to core fuel.
炉心の転換比及び燃焼反応度劣化の割合を示している。It shows the conversion ratio of the core and the rate of combustion reactivity deterioration.
内部ブランケットの燃料密度を増やすと。By increasing the fuel density of the inner blanket.
転換比が増大し、燃焼反応度劣化が低減してゆき、本発
明の効果が得られることが分る。上記の中空の炉心燃料
ペレット（中空部の体積２５％）と中実の内部燃料ペレ
ットとの組合せでは、燃料密度比が１．２５ となり、
転換比が約３％向上し、燃焼反応度劣化が約２０％低減
できる。It can be seen that the conversion ratio increases, combustion reactivity deterioration decreases, and the effects of the present invention can be obtained. In the above combination of hollow core fuel pellets (hollow volume 25%) and solid internal fuel pellets, the fuel density ratio is 1.25.
The conversion ratio can be improved by about 3%, and combustion reactivity deterioration can be reduced by about 20%.
本実施例の燃料集合体を装荷した炉心構成の１例を第５
図に示す。この炉心は、特開昭５７−１１９２８０号等
に記載されているもので、中空炉心燃料１１からなる炉
心領域の中央部に、径方向中央部で厚く周辺部で薄い内
部ブランケット燃料１２°を配置して、軸方向及び径方
向の出力分布を平坦化すると同時に、本発明の燃料集合
体による効果、即ち、転換比の向上と燃焼反応度劣化の
低減とを実現する。An example of the core configuration loaded with the fuel assembly of this example is shown in the fifth example.
As shown in the figure. This core is described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 57-119280, etc., and in the center of the core region consisting of hollow core fuel 11, internal blanket fuel 12° is arranged, which is thicker in the radial center and thinner in the peripheral part. As a result, the power distribution in the axial direction and the radial direction is flattened, and at the same time, the effects of the fuel assembly of the present invention, namely, the improvement of the conversion ratio and the reduction of combustion reactivity deterioration are realized.
本実施例の燃料集合体を装荷した炉心構成の他の例を第
６図に示す。この炉心では、炉心の径方向中央部に本発
明の燃料集合体を装荷し、その周辺部に中実炉心燃料１
５を充填した燃料集合体を装荷している。このように、
炉心径方向に燃料密度を変えることにより（内側で低く
、外側で高くする）、径方向出力分布の平坦化と燃焼に
伴う出力変動の低減とを実現できる。さらに、これらに
加えて１本発明の効果である炉心の転換比改善による増
殖性の増大、燃焼反応度劣化の低減などの効果が得られ
る。Another example of the core configuration loaded with the fuel assemblies of this example is shown in FIG. 6. In this core, the fuel assembly of the present invention is loaded in the radial center of the core, and the solid core fuel is loaded in the periphery of the fuel assembly.
A fuel assembly filled with 5 is loaded. in this way,
By changing the fuel density in the radial direction of the core (lower on the inside and higher on the outside), it is possible to flatten the radial power distribution and reduce power fluctuations due to combustion. Furthermore, in addition to these effects, one effect of the present invention, such as an increase in multiplication by improving the conversion ratio of the core and a reduction in combustion reactivity deterioration, can be obtained.
本発明の他の実施例を、第７図に示す。この図は、燃料
集合体の軸方向の燃料ペレット充填法を模擬的に示した
ものであるが、炉心部の軸方向中央部に燃料親物質を主
成分とし、口径の小さい穴を有する中空内部ブランケッ
ト燃料ペレット１７を充填し、その上下には、核分裂性
物質を富化し口径の大きい穴を有する中空炉心燃料ペレ
ットを充填している。この実施例では、炉心領域及び内
部ブランケット領域の燃料密度を中空部の口径を変える
ことにより調節している。Another embodiment of the invention is shown in FIG. This figure shows a simulated method of filling fuel pellets in the axial direction of a fuel assembly, with a hollow interior containing a fuel parent substance as the main component and a hole with a small diameter in the axial center of the core. Blanket fuel pellets 17 are filled, and hollow core fuel pellets enriched with fissile material and having large diameter holes are filled above and below the blanket fuel pellets. In this embodiment, the fuel density in the core region and the internal blanket region is adjusted by changing the diameter of the hollow portion.
第８図に示す他の実施例では、炉心軸方向の中央部に高
密度・低富化度燃料ペレット１９を充填し、その上下に
低密度・高富化度燃料ペレット１８を充填したものであ
る。第１図や第５図に示した実施例において、内部ブラ
ンケット部に核分裂性物質を炉心部より少な目に富化し
たことが特徴であり、これらの実施例とほぼ同様な効果
が得られる。燃料密度を変化させる方法としては、上記
のように、中空ペレットと中実ペレットを併用したり、
中空部の口径を変える方法のほか、燃料ペレットの密度
そのものを変える方法や中実ペレットと中空ペレットと
の混合割合を変える方法。In another embodiment shown in FIG. 8, high-density, low-enrichment fuel pellets 19 are filled in the axial center of the reactor core, and low-density, high-enrichment fuel pellets 18 are filled above and below it. . The embodiments shown in FIGS. 1 and 5 are characterized in that the internal blanket portion is enriched with fissile material to a lesser extent than the reactor core, and substantially the same effects as these embodiments can be obtained. As mentioned above, methods to change the fuel density include using hollow pellets and solid pellets together,
In addition to changing the diameter of the hollow part, there are also methods to change the density of the fuel pellets themselves, and methods to change the mixing ratio of solid pellets and hollow pellets.
あるいは燃料以外の物質の混合割合を変える方法などが
ある。Alternatively, there is a method of changing the mixing ratio of substances other than fuel.
以上の実施例では、燃料ｎ（こ充填する燃料の種類を一
種類としており、それらが、酸化物燃料。In the above embodiments, only one type of fuel is filled with fuel n, and these are oxide fuels.
炭化物燃料、窒化物燃料、あるいは金属燃料のいずれで
あっても、同様な効果が得られる。Similar effects can be obtained with carbide fuel, nitride fuel, or metal fuel.
第９図に示した実施例は、２種類の燃料を使ついはブラ
ンケット）金Ｆｉｔ燃料ペレット２１を充填している。The embodiment shown in FIG. 9 uses two types of fuel and is filled with gold Fit fuel pellets 21 (blanket).
金属燃料では燃料の含有割合が酸化物燃料よりも大きい
ことを利用したものであり、同様の特性を持つ炭化物燃
料や窒化物燃料を金属燃料の代りに使用しても同等な効
果が得られる。This method takes advantage of the fact that metal fuel has a higher fuel content than oxide fuel, and the same effect can be obtained even if carbide fuel or nitride fuel with similar characteristics is used instead of metal fuel.
第１０図に示す実施例は、第１図〜第３図に示した実施
例の１変形であって、軸方向出力分布平坦化機能をより
一層高めたものである。即ち、炉心部の上下端に、第１
０図に示すように、中空炉心燃料ペレット８の燃料富化
度以上の高富化度中実炉心燃料ペレット２２を充填して
おり、炉心上下端から炉心外部への中性子漏洩による出
力の低下を核分裂性物質の量を増やすことで補償し、軸
方同品力分布を平坦化している。The embodiment shown in FIG. 10 is a modification of the embodiment shown in FIGS. 1 to 3, and further improves the axial output distribution flattening function. That is, the first
As shown in Figure 0, solid core fuel pellets 22 with a high enrichment higher than the fuel enrichment of hollow core fuel pellets 8 are filled, and the decrease in output due to neutron leakage from the upper and lower ends of the core to the outside of the core is suppressed by nuclear fission. This is compensated for by increasing the amount of the magnetic substance, and the axial force distribution is flattened.
なお、この考え方は、第５図から第７図までに示した他
の実施例に対しても同様に適用でき、上下端の一定領域
の富化度を高めるか、燃料密度を高めることにより軸方
向の出力分布を平坦化できる。This idea can be similarly applied to the other embodiments shown in Figs. The output distribution in the direction can be flattened.
以上述べてきた実施例は、炉心部の上部及び下部にブラ
ンケット燃料ペレットを充填した燃料集合体であったが
、これらのブランケット燃料を取除いた場合でも、本発
明の効果は同様に実現できる。また、第２図に示したよ
うなラッパ管付きの燃料集合体だけではなく、ラッパ管
を削除して燃料経済性を向上した燃料集合体に対しても
、本発明は適用できる。また、上記実施例では、冷却材
としてナトリウムを使用した場合について述べたが、そ
れ以外の冷却材１例えば、ヘリウム、水蒸気、軽水２重
水等を使用した場合にも本発明は適用できる。Although the embodiments described above are fuel assemblies in which blanket fuel pellets are filled in the upper and lower portions of the reactor core, the effects of the present invention can be similarly achieved even when these blanket fuels are removed. Further, the present invention is applicable not only to a fuel assembly with a trumpet tube as shown in FIG. 2, but also to a fuel assembly in which the trumpet tube is removed to improve fuel economy. Further, in the above embodiments, a case has been described in which sodium is used as the coolant, but the present invention can also be applied to cases where other coolants such as helium, steam, light water, double heavy water, etc. are used.
本発明によれば、原子炉燃料集合体の転換比を高くでき
るので、炉心の増殖性が増大し燃料経済性が向上する。According to the present invention, since the conversion ratio of the reactor fuel assembly can be increased, the multiplication property of the reactor core is increased and the fuel economy is improved.
また、燃焼反応度劣化を低減できるので、制御棒挿入量
が減って出力分布が平坦になり炉心の小型化による建Ｍ
９費低誠の効果がある。In addition, since combustion reactivity deterioration can be reduced, the number of control rods inserted is reduced, resulting in a flat power distribution and a reduction in the size of the reactor core.
9. It has the effect of lowering costs and sincerity.
第１図は本発明の一実施例による燃料棒の縦断面図、第
２図は第１図の燃料棒の集合体から成る集合体外観斜視
図、第３図は第２図のＡ−Ａ矢視断面図、＠４図は転換
比及び燃焼反応度劣化との燃料密度（内部ブランケット
／炉心）に対する変化特性グラフ図、第５図と第６図と
はいずれも本発明を採用できる炉心の構成図、第７図は
本発明の他実施例による燃料棒の各部の模擬的レイアウ
ト図、第８図は同じくさらに他の実施例によるレイアウ
ト図、第９図は同じくより一層他の実施例によるレイア
ウト図、第１０図は同じくさらにより一層他の実施例に
よるレイアウト図である。
１・・・燃料棒、２・・・ラッパ管、３・・・ハンドリ
ングヘッド、４・・・エントランスノズル、５・・・ナ
トリウム、６・・・被覆管、７・：・ブランケット燃料
ペレット、８・・・中空炉心燃料ベレット、９・・・中
実内部ブランケット燃料ペレット、１０・・・プレナム
スプリング、１１・・・中空炉心燃料、１２・・・内部
ブランケット燃料、１３・・・軸方向ブランケット燃料
、１４・・径方向ブランケット燃料、１５・・・中実炉
心燃料、１６・・・中空炉心燃料ベレット（大口径）、
１７・・・中空内部ブランケット燃料ペレット（小口径
）、１８・・・低密度・高富化度燃料ペレット、１９・
・・高密度・低富化度燃料ペレット、２０・・・高富化
度酸化物燃料ペレット、２１・・・低富化度金属燃料ペ
レット、第１ 右２図
￥４−区FIG. 1 is a vertical sectional view of a fuel rod according to an embodiment of the present invention, FIG. 2 is an external perspective view of an assembly consisting of the fuel rod assembly shown in FIG. 1, and FIG. 3 is an A-A in FIG. 2. A cross-sectional view in the direction of arrows, Figure @4 is a graph of change characteristics of fuel density (internal blanket/core) with conversion ratio and combustion reactivity deterioration, and Figures 5 and 6 are cores to which the present invention can be applied. 7 is a schematic layout diagram of each part of a fuel rod according to another embodiment of the present invention, FIG. 8 is a layout diagram according to still another embodiment, and FIG. 9 is a layout diagram according to still another embodiment of the present invention. The layout diagram, FIG. 10, is also a layout diagram according to yet another embodiment. DESCRIPTION OF SYMBOLS 1... Fuel rod, 2... Trumpet tube, 3... Handling head, 4... Entrance nozzle, 5... Sodium, 6... Cladding tube, 7... Blanket fuel pellet, 8 ... hollow core fuel pellet, 9 ... solid internal blanket fuel pellet, 10 ... plenum spring, 11 ... hollow core fuel, 12 ... internal blanket fuel, 13 ... axial blanket fuel , 14... Radial blanket fuel, 15... Solid core fuel, 16... Hollow core fuel pellet (large diameter),
17...Hollow internal blanket fuel pellet (small diameter), 18...Low density/high enrichment fuel pellet, 19.
...High-density, low-enrichment fuel pellets, 20...High-enrichment oxide fuel pellets, 21...Low-enrichment metal fuel pellets, 1st right 2 ￥4-ku
Claims (1)
て構成される原子炉燃料集合体において、前記燃料棒に
核分裂性物質を含有する炉心燃料を充填し、前記炉心燃
料の軸方向中央部に主として燃料親物質よりなるブラン
ケット燃料を充填し、前記ブランケット燃料の燃料密度
を前記炉心燃料の燃料密度より高くしたことを特徴とす
る原子炉燃料集合体。 ２、前記ブランケット燃料を、前記炉心燃料より核分裂
性物質の富化度の低い低富化度燃料とし、前記低富化度
燃料の燃料密度を前記炉心燃料より高くしたことを特徴
とする特許請求の範囲第１項記載の原子炉燃料集合体。 ３、前記炉心燃料として中空ペレットを充填し、前記ブ
ランケット燃料あるいは前記低富化度燃料として中実ペ
レットを充填することにより、燃料密度を変えたことを
特徴とする特許請求の範囲第１項または第２項記載の原
子炉燃料集合体。 ４、前記ブランケット燃料あるいは前記低富化度燃料と
して中空ペレットを充填し、中空部の体積割合を前記炉
心燃料中空ペレットの中空部体積割合より小さくしたこ
とを特徴とする特許請求の範囲第３項記載の原子炉燃料
集合体。 ５、前記炉心燃料の核分裂性物質の富化度あるいは燃料
密度を前記炉心燃料充填部の軸方向上下端領域で高く、
内側領域で低くしたことを特徴とする特許請求の範囲第
１項または第２項記載の原子炉燃料集合体。 ６、前記炉心燃料として中空ペレットを充填するととも
に、その中空部の体積割合を前記炉心燃料充填部の軸方
向上下端領域で小さく、内側領域で大きくしたことを特
徴とする特許請求の範囲第３項または第４項記載の原子
炉燃料集合体。 ７、前記炉心燃料充填部の軸方向上側または下側あるい
は上下両側に、前記ブランケット燃料を充填したことを
特徴とする特許請求の範囲第１項から第６項までのいず
れか１項記載の原子炉燃料集合体。[Scope of Claims] 1. In a nuclear reactor fuel assembly configured by bundling a large number of fuel rods whose cladding tubes are filled with fuel material, the fuel rods are filled with a reactor core fuel containing a fissile material, and the 1. A nuclear reactor fuel assembly, characterized in that a blanket fuel mainly made of a fuel parent material is filled in an axially central portion of the core fuel, and the blanket fuel has a fuel density higher than that of the core fuel. 2. A patent claim characterized in that the blanket fuel is a low enrichment fuel with a lower enrichment of fissile material than the core fuel, and the low enrichment fuel has a higher fuel density than the core fuel. A nuclear reactor fuel assembly according to item 1. 3. The fuel density is changed by filling hollow pellets as the core fuel and filling solid pellets as the blanket fuel or the low enrichment fuel. The nuclear reactor fuel assembly according to item 2. 4. Hollow pellets are filled as the blanket fuel or the low enrichment fuel, and the volume ratio of the hollow part is made smaller than the volume ratio of the hollow part of the core fuel hollow pellets. The nuclear reactor fuel assembly described. 5. The enrichment of fissile material or fuel density of the core fuel is high in the upper and lower end regions in the axial direction of the core fuel filling part,
A nuclear reactor fuel assembly according to claim 1 or 2, characterized in that the inner region is lowered. 6. Hollow pellets are filled as the core fuel, and the volume ratio of the hollow portion is small in the upper and lower end regions in the axial direction of the core fuel filling portion, and is larger in the inner region. The nuclear reactor fuel assembly according to item 1 or 4. 7. The atom according to any one of claims 1 to 6, characterized in that the blanket fuel is filled in the axially upper or lower side or both upper and lower sides of the core fuel filling part. Reactor fuel assembly.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61149540A JPH065319B2 (en) | 1986-06-27 | 1986-06-27 | Reactor fuel assembly |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61149540A JPH065319B2 (en) | 1986-06-27 | 1986-06-27 | Reactor fuel assembly |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS636490A true JPS636490A (en) | 1988-01-12 |
| JPH065319B2 JPH065319B2 (en) | 1994-01-19 |
Family
ID=15477374
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61149540A Expired - Lifetime JPH065319B2 (en) | 1986-06-27 | 1986-06-27 | Reactor fuel assembly |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH065319B2 (en) |
-
1986
- 1986-06-27 JP JP61149540A patent/JPH065319B2/en not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH065319B2 (en) | 1994-01-19 |
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