WO2012150699A1 - 燃料集合体、炉心及び水冷却型原子炉 - Google Patents

燃料集合体、炉心及び水冷却型原子炉 Download PDF

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WO2012150699A1
WO2012150699A1 PCT/JP2012/061424 JP2012061424W WO2012150699A1 WO 2012150699 A1 WO2012150699 A1 WO 2012150699A1 JP 2012061424 W JP2012061424 W JP 2012061424W WO 2012150699 A1 WO2012150699 A1 WO 2012150699A1
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fuel assembly
rods
rod
adjacent
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芳明 岡
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学校法人早稲田大学
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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/326Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02Details
    • YGENERAL 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
    • 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

Definitions

  • the present invention relates to a fuel assembly, a core, and a water-cooled nuclear reactor.
  • the core of a water-cooled nuclear reactor is composed of a number of fuel assemblies in which a number of fuel rods loaded with fissile material (also simply referred to as fuel) are arranged to remove heat generated by the fissile material. Water is used as a coolant for.
  • fissile material also simply referred to as fuel
  • fissionable material for example, uranium 235
  • the rate of capture reaction that does not cause fission and is captured in the nucleus increases rather than fission reaction that generates about 3 neutrons. . That is, the number of neutrons generated per neutron absorption is reduced by fission by low energy neutrons.
  • the rate of capture reaction is small, so the average number of neutrons generated per absorption can be 2 or more, including the effect of capture, and one is used to maintain the chain reaction.
  • the remaining one can be absorbed by a parent material such as uranium 238 to efficiently generate a fissile material. Breeding reactors have been developed in various countries from the viewpoint of securing resource energy because fuel can be grown if the ratio of generation and extinction of this fissile material is 1 or more.
  • the ratio of water to fuel is large and neutrons have low energy. Therefore, breeding cannot be performed, and the ratio of generation and extinction of fissile material (referred to as the proliferation ratio. If it is 1 or less, it is referred to as a conversion ratio, but here it is simply referred to as a growth ratio.) Was 1 or less (about 0.5). For this reason, in the case of a breeder reactor, in principle, only about 1% of uranium resources that can be converted to 100% thermal energy can be used.
  • the density of the cooling water changes greatly at the inlet and outlet of the fuel assembly. Since the output of the fuel rods is different for each fuel rod, in the conventional fuel assembly having a gap between the fuel rods, the cooling water passages (subchannels) between the fuel rods and communicating with each other are cooled from the horizontal direction. Comparing the densities, there is a difference in the density of the cooling water for each subchannel. That is, in the high-temperature subchannel, the cooling water density decreases due to heating from the fuel rods, and the pressure loss increases. Therefore, the cooling water flows out to the surrounding low-temperature subchannel communicating with the high-temperature subchannel.
  • the cooling water density of the high-temperature subchannel is further lowered by heating from the fuel rod, and there is a problem that the pressure loss further increases, the amount of outflow to the surroundings further increases, and the temperature of the fuel cladding tube further increases.
  • the present invention has been made in view of such circumstances, and in a water-cooled nuclear reactor, while maintaining the soundness of the structure while reducing the volume ratio of the reactor coolant to the fuel, and the reactor coolant
  • An object of the present invention is to provide a fuel assembly capable of making the density of the fuel uniform.
  • the invention relating to claim 1 includes a plurality of fuel rods loaded with nuclear fuel material, bundled so that adjacent fuel rods are in contact with each other, and a gap is formed between adjacent fuel rods. Is a fuel assembly.
  • the volume ratio of the reactor coolant to the fuel is greatly reduced as compared with a conventional fuel assembly in which a gap is provided between the fuel rods, and the gap portion is a fuel rod. Since the reactor coolant flows into the gaps, the inflow and outflow (cross flow) of the reactor coolant can be prevented between the adjacent gaps, thus cooling water The density can be made uniform.
  • welding for trapping nuclear fuel can be applied to the upper and lower ends of the fuel rods like the fuel rods of conventional fuel assemblies, so the welded parts are like briquette type (tube-in-shell type) fuel assemblies. Therefore, the soundness of the structure can be maintained as compared with the briquette type (tube-in-shell type) fuel assembly.
  • the fuel rod has a configuration in which nuclear fuel material is loaded in the fuel cladding tube, and adjacent fuel rods are arranged so that the fuel cladding tubes are in line contact or surface contact with each other in the axial direction.
  • the fuel assembly is characterized in that a gap is formed in a region surrounded by the adjacent fuel cladding tube.
  • the volume ratio of the reactor coolant to the fuel is further increased by providing a hollow channel in the gap and filling the narrow portion formed between the hollow channel and the fuel rod with a heat conductive material. While being able to reduce, overheating of a fuel rod can be prevented with a heat conductive material.
  • a small-diameter fuel rod having a diameter smaller than the diameter of the fuel rod is disposed in the gap, and the adjacent fuel rod and the small-diameter fuel rod are disposed.
  • a narrow hollow channel through which the reactor coolant flows is formed along the axial direction of the fuel rod, and each narrow hollow channel is separated from each other by the adjacent fuel rod and the small-diameter fuel rod. It is characterized by.
  • the fuel rods and the small-diameter fuel rods are tightly bundled as much as the small-diameter fuel rods are provided in the space between the fuel rods, and the volume ratio of the reactor coolant to the fuel is further reduced. be able to.
  • Claim 6 is a water moderating rod instead of a part of the fuel rods when the fuel assembly according to any one of claims 1 to 5 is used in a thermal neutron reactor without supercritical pressure water cooling.
  • the fuel rod and the water speed reducing rod are bundled so as to come into contact with each other, and the inflow / outflow (cross flow) of the reactor coolant between the adjacent gap portions is prevented.
  • a seventh aspect of the present invention relates to the fuel assembly according to any one of the first to sixth aspects, wherein atoms flowing through the void portion (subchannel) due to a difference in heat distribution of the fuel rods and a position inside the fuel assembly.
  • An eighth aspect of the present invention is the fuel assembly according to any one of the first to seventh aspects, wherein the adjacent fuel rods are bundled so as to contact each other, and the gap is formed between the adjacent fuel rods.
  • the inner fuel assembly portion and the side surface of the inner fuel assembly portion are formed so as to surround each other, the adjacent fuel rods are bundled so as to contact each other, and the gap portion is formed between the adjacent fuel rods.
  • Claim 9 is the core of a water-cooled nuclear reactor loaded with a plurality of fuel assemblies, wherein at least one of the plurality of fuel assemblies is the fuel assembly according to any one of claims 1 to 8. It is a core characterized by being.
  • a water-cooled nuclear reactor comprising a core loaded with a plurality of fuel assemblies, wherein at least one of the number of fuel assemblies is a fuel assembly according to any one of claims 1 to 8. It is a water-cooled nuclear reactor characterized by being a body.
  • the present invention it is possible to reduce the volume ratio of the reactor coolant to the fuel without impairing the soundness of the welded portion of the fuel rod during the service period. Thereby, a high breeding ratio can be achieved in the water-cooled nuclear reactor.
  • the reactor coolant When supercritical pressure water is used to cool a water-cooled nuclear reactor, the reactor coolant is transferred from the subchannel heated to the adjacent subchannel by using a fuel assembly bundled so that adjacent fuel rods are in contact with each other. Can be prevented, and the density of the reactor coolant can be made uniform. Furthermore, since the outflow can be prevented not only in steady state but also in abnormal transient changes such as a decrease in the reactor coolant flow rate, the maximum temperature of the fuel rod cladding tube can be lowered, maintaining fuel rod soundness and improving safety. Is effective.
  • Cross-sectional view of a fuel assembly according to the present invention Longitudinal sectional view of a fuel assembly according to the present invention
  • the longitudinal cross-sectional view of the fuel assembly which provides a cooling water mixing part in one place of the vertical direction which concerns on this invention The longitudinal cross-sectional view of the fuel assembly which provides a cooling water mixing part in several places of the vertical direction which concerns on this invention
  • Cross-sectional view showing detailed configuration of gap Cross-sectional view of a fuel assembly in which a narrow portion of a fuel assembly according to the present invention is filled with a heat conductive material and hollow channels having different diameters are provided
  • Cross-sectional view of a fuel assembly using fuel rods of different diameters according to the present invention Cross-sectional view of fuel assembly using fuel rod and speed reducing rod according to the present invention
  • Fuel assembly Channel box 3 33, 34.
  • Fuel rods 5, 5a, 5b Gaps 11, 17a, 17b. Cooling water mixing section (mixing section) 22, 27, 28. Hollow channel 23.
  • FIG. 1, FIG. 2, FIG. 3, and FIG. 4 explain a first embodiment according to the present invention.
  • 1 is a transverse sectional view
  • FIGS. 2, 3, and 4 are longitudinal sectional views. Note that an overall view of the core loaded with the fuel assembly according to the present invention and a water-cooled nuclear reactor equipped with the core is omitted, and only the fuel assembly portion will be described.
  • the present embodiment is a fuel assembly 1 in which fuel rods 3 are bundled in a hexagonal shape without a gap as shown in FIG.
  • the fuel assembly 1 includes a channel box 2 having, for example, a hexagonal rectangular tube shape, and a plurality of cylindrical fuel rods 3 are disposed in the channel box 2 such that the side surfaces thereof are in contact with each other.
  • the fuel rod 3 is loaded with a plurality of fuel pellets 3b in which a nuclear fuel material is formed into a cylindrical shape in a fuel cladding tube 3a which is a sealed tube made of, for example, Zircaloy.
  • adjacent fuel rods 3 are arranged so that the fuel cladding tubes 3 a are in contact with each other, and the fuel rods 3 arranged on the outermost periphery connect the fuel cladding tubes 3 a to the channel box 2. It arrange
  • the channel box 2 is such that the outer shape of the fuel rods 3 arranged without gaps is cylindrical, and the fuel rods 3 are in line contact with each other along the axial direction. Therefore, a substantially triangular prism-shaped gap 5 can be formed between the adjacent fuel rods 3 along the axial direction of the fuel rods 3.
  • the fuel cladding 3 a is also in line contact with the inner wall of the channel box 2.
  • a gap portion 5 can be formed along the axial direction of the rod 3.
  • the gap 5 in the central region away from the inner wall of the channel box 2 is surrounded by the three adjacent fuel rods 3 whose side surfaces are in line contact with each other. It is isolated from the gap 5.
  • the gap 5 formed along the inner wall of the channel box 2 is also surrounded by the two adjacent fuel rods 3 and the inner wall of the channel box 2, so that other fuel rods 3 are adjacent to each other. It is isolated from the gap 5.
  • cooling water as a reactor coolant flows from one end opening to the inside, flows along the axial direction of the fuel rod 3, and finally the other end opening. From the outside.
  • each gap 5 can function as a cooling water flow path (subchannel). In this manner, in the fuel assembly 1, the cooling water flows along the axial direction of the fuel rod 3 for each gap 5, and the cooling water flows in and out (crossflow) between the gaps 5. ) To prevent.
  • the adjacent fuel rods 3 are closely bundled so that the side surfaces are in contact with each other. This can be significantly reduced from the conventional fuel assemblies provided and arranged. Further, in this fuel assembly 1, the adjacent fuel rods 3 are arranged so as to contact each other, and the gap surrounded by these adjacent fuel rods 3 is partitioned by the fuel rod 3. By flowing the cooling water through the part 5, the cooling water can be prevented from flowing in and out (cross flow) between the adjacent gaps 5, and the density of the cooling water can be made uniform.
  • the briquette type (tube-in-shell type)
  • the soundness can be maintained as compared with the briquette (tube-in-shell) fuel assembly.
  • Example of a hexagonal fuel assembly is shown here as the fuel assembly 1, it does not care about the shape of a fuel assembly in particular, for example, a square type fuel assembly may be sufficient.
  • 1 is provided with a channel box 2 on the outside, but the channel box 2 is not provided, and for example, one end and the other end of the fuel rod 3 are held by a support member, and the plurality of fuel rods 3 are provided.
  • a fuel assembly in which the fuel cells are tightly bundled may be used.
  • some fuel rods 3 may be replaced with control rod guide tubes, in-core instrumentation guide tubes, or tie rods as necessary.
  • the fuel rod 3 has a circular outer shape (that is, an outer cylindrical shape), but may have a protrusion on a portion (side surface) in contact with an adjacent fuel rod.
  • FIG. 2 shows a longitudinal sectional view of the fuel assembly 1 of FIG.
  • FIG. 2 is a fuel assembly 1 that does not have a cooling water mixing portion (described later in FIGS. 3 and 4) in the axial direction.
  • the heat distribution of each fuel rod 3 is uniform, and the gap 5 between the fuel rods 3 is formed. Used when there is no significant difference in the outlet temperature of the flowing cooling water.
  • a fuel rod 3 (not shown in FIG. 2) having the same height as that of the channel box 2 is accommodated in the channel box 2 shown in FIG.
  • a fuel rod dense region 7 in which the fuel rods 3 are arranged is formed over the entire interior of the channel box 2.
  • the cooling water flows into the channel box 2 from one end opening of each gap portion 5 exposed at one end (for example, the lower side) of the channel box 2 and is axially maintained in a state of being separated for each gap portion 5. And can finally flow out from the other end opening of each gap portion 5 exposed at the other end (upper side) of the channel box 2.
  • the cooling water mixing unit 11 capable of mixing the cooling water is provided at a predetermined position of the channel box 2, and the cooling water output from the channel box 2 is provided. So that the outlet temperature can be made uniform.
  • FIG. 3 shows a longitudinal cross-sectional view of the fuel assembly 9 provided with the cooling water mixing section 11.
  • the cooling water mixing section 11 is provided at one axial position. It is used when the heat generation distribution is uneven and the temperature of the cooling water flowing through the gaps 5 between the fuel rods 3 is different.
  • an upper fuel rod dense region 10a where the fuel rods 3 are arranged as shown in FIG. 1
  • a lower fuel rod dense region where the fuel rods 3 are arranged as shown in FIG.
  • a region 10b and a cooling water mixing portion 11 provided between the upper fuel rod dense region 10a and the lower fuel rod dense region 10b are formed.
  • the cooling water mixing unit 11 is a hollow space where all or part of the fuel rod 3 is not present.
  • the cooling water flowing in from the gaps 5 surrounded by the fuel rods 3 in the lower fuel rod dense region 10b is mixed to make the cooling water temperature uniform, A certain fuel rod 3 is re-flowed into the upper fuel rod dense region 10a bundled without gaps.
  • the fuel rods 3 having a height smaller than the height of the channel box 2 are densely packed as shown in FIG. It is isolated by a fuel rod 3. Further, in the lower fuel rod dense region 10b, the fuel rods 3 having a height smaller than the height of the channel box 2 are densely packed as shown in FIG. Isolated by
  • the cooling water flows into the lower fuel rod dense region 10b from one end opening of each gap portion 5 exposed at one end (for example, the lower side) of the lower fuel rod dense region 10b, and for each gap portion 5.
  • Each of the gaps 5 of the upper fuel rod dense region 10a flows after flowing in the axial direction in the isolated state, led to the cooling water mixing unit 11 of the cavity, and mixed in the cooling water mixing unit 11. Can re-enter.
  • the cooling water when passing through the channel box 2, the cooling water is once mixed in the middle of the channel box 2 to equalize the cooling water temperature.
  • the non-uniform temperature distribution of the cooling water can be prevented at the two outlets.
  • a fuel assembly 15 provided with cooling water mixing portions 17a and 17b for mixing cooling water at a plurality of axial positions may be used. This is used when there is a large bias in the heat generation distribution of each fuel rod 3 and there is a large difference in the temperature of the cooling water flowing through the gap 5 between the fuel rods 3.
  • FIG. 4 shows an embodiment in which there are two cooling water mixing units, three or more cooling water mixing units may be used.
  • the fuel assembly 15 includes an upper fuel rod dense region 16a where the fuel rods 3 are arranged as shown in FIG. 1, and an intermediate fuel rod dense region 16b where the fuel rods 3 are arranged as shown in FIG.
  • a lower fuel rod dense region 16c in which the fuel rods 3 are arranged is formed in the channel box 2, and between the upper fuel rod dense region 16a and the intermediate fuel rod dense region 16b.
  • a hollow cooling water mixing portion 17a is formed, and a hollow mixing portion 17b is formed between the intermediate fuel rod dense region 16b and the lower fuel rod dense region 16c.
  • the cooling water when passing through the channel box 2, the cooling water is mixed at two places in the channel box 2 to equalize the cooling water temperature.
  • the non-uniformity of the temperature distribution of the cooling water can be further prevented at the outlet of the channel box 2 by the increased number of times.
  • the method of supporting the fuel rod 3 should be performed using the upper and lower tie plates (nozzles). Can do.
  • the tie plate has holes in the gaps 5 between the fuel rods 3 that allow inflow and outflow of cooling water.
  • the fuel rod 3 can be restrained by a spring-like pressing plate from the outside.
  • the tie rods or the fuel rods 3 having the function or control rod guide tubes,
  • the upper and lower fuel assembly portions of the cooling water mixing portions 11, 17 a, 17 b in the case of FIG. 3, the upper fuel rod dense region 10 a and the lower fuel rod dense region 10 b, In the case of FIG. 4, the upper fuel rod dense region 16a, the intermediate fuel rod dense region 16b, and the lower fuel rod dense region 16c) can be connected and integrated as a fuel assembly. (Embodiment 2)
  • FIG. 5 shows that a hollow flow path 22 serving as a coolant flow path is provided in the gap 5, and the narrow portion 23 formed between the hollow flow path 22 and the fuel rod 3 in the gap 5 is subjected to heat conduction such as metal.
  • a fuel assembly 21 filled with material is shown.
  • the cooling water flows through the tubular hollow flow path 22 provided in the gap portion 5, whereby the volume ratio of the cooling water to the fuel can be further reduced, and the narrow portion 23 allows the fuel cladding tube to be reduced. Overheating can be prevented.
  • the fuel assembly 21 is arranged such that a plurality of cylindrical fuel rods 3 are in line contact with each other in the channel box 2 and are surrounded by the adjacent fuel rods 3.
  • a hollow channel 22 having a cylindrical shape is disposed in the gap portion 5.
  • the hollow flow path 22 is arranged so that the axial direction thereof runs parallel to the axial direction of the fuel rod 3, and the cooling water flowing inside flows in parallel with the fuel rod 3.
  • the hollow flow path 22 disposed in the channel box 2 is disposed at the center of the gap 5 surrounded by the three adjacent fuel rods 3 as shown in FIG. 22 a is arranged so as to be in line contact with the fuel cladding tube 3 a of the fuel rod 3.
  • a narrow portion 23 surrounded by the side surface 22a of the hollow flow path 22 and the fuel cladding 3a can be formed in the gap portion 5.
  • the hollow flow path 22 is configured such that the cooling water flows into the hollow area 22b inside, and the heat of the fuel cladding 3a is taken away by the cooling water so that the fuel rod 3 can be cooled.
  • the narrow portion 23 is formed in a solid shape by a heat conductive material such as a metal, and heat from the fuel rod 3 can be taken away by the heat conductive material, and the temperature of the fuel rod 3 can be lowered. It is made like that.
  • the adjacent fuel rods 3 are brought into contact with curved side surfaces, and the distance between the adjacent fuel rods 3 gradually decreases. Heat becomes difficult to dissipate in extremely narrow areas that come into contact.
  • this gap portion 5 since the entire narrow portion 23 is filled with the heat conductive material, heat is easily dissipated even in a very narrow contact portion between the fuel rods 3 in the narrow portion 23. The temperature of the fuel rod 3 can be lowered.
  • the channel box 2 is hollow not only in the central gap portion 5 surrounded by the three fuel rods 3 but also in the gap portion 5 formed along the inner wall.
  • a flow path 22 is formed so that the cooling water flows evenly over the entire area in the channel box 2.
  • the narrow portion 23 surrounded by the inner wall, the hollow flow path 22 and the fuel rod 3 is also formed in a solid shape from a heat conductive material such as metal.
  • the inner wall of the channel box 2 is also configured to take heat away from the fuel rod 3 by the narrow portion 23 formed in a solid shape by the heat conductive material, so that the temperature of the fuel rod 3 can be lowered. Yes.
  • the hollow channel 22 that is a tubular member formed of, for example, Zircaloy is installed in the gap 5 .
  • the present invention is not limited thereto, and the inside of the gap 5 Alternatively, a hollow channel may be formed by drilling the heat conductive material itself that fills the gap 5 without installing a tubular member.
  • FIG. 7 shows a fuel assembly 25 provided with a plurality of types of hollow flow paths 27 and 28 having different diameters.
  • the outermost peripheral cavity 5 a formed along the inner wall of the channel box 2 is formed wider than the central cavity 5 b away from the inner wall of the channel box 2.
  • the hollow flow path 28 formed in the outermost peripheral gap 5a is formed to have a diameter larger than the diameter of the hollow flow path 27 formed in the central gap 5b. Is selected so that it can be surely brought into line contact not only with the side surface of the adjacent fuel rod 3 but also with the inner wall of the channel box 2.
  • the hollow flow path 28 formed in the outermost peripheral cavity 5a has a large area of the cavity 5a formed along the inner wall of the channel box 2, but the fuel cladding 3a of the adjacent fuel rod 3 has a large area.
  • the side surface 22a can come into contact with the fuel rod 3, and the temperature of the fuel rod 3 can be reduced.
  • the narrow portion 23 formed in the gaps 5a and 5b is also formed in a solid shape by a heat conductive material such as a metal, and the heat conductive material takes heat from the fuel rod 3 so that the fuel It is designed to reduce the temperature of the bar.
  • the region of the narrow portion 23 formed by the fuel rod 3 and the hollow flow path 22 is entirely filled with a heat conductive member such as metal, but only the narrow portion is filled with metal.
  • the shape of the hollow channel does not necessarily have to be circular.
  • the example of the hexagonal fuel assembly is shown here as the fuel assemblies 21 and 25, the shape of the fuel assembly is not particularly concerned, and for example, a square fuel assembly may be used.
  • the fuel assemblies 21 and 25 of FIGS. 5 and 7 are provided with the channel box 2 on the outside, but the channel box 2 is not provided, and a fuel assembly in which the fuel rods 3 are bundled may be used.
  • a part of the fuel rods 3 may be replaced with a control rod guide tube, an in-core instrumentation guide tube, or a tie rod, or may be incorporated.
  • the fuel rod 3 has a circular outer shape, the fuel rod 3 may have a protrusion at a portion in contact with the adjacent fuel rod 3.
  • the longitudinal cross sections of the fuel assembly 21 in FIG. 5 and the fuel assembly 25 in FIG. 6 may be combined with any of those shown in FIG. 2, FIG. 3, and FIG.
  • the method of supporting and bundling the fuel rods 3 and the method of configuring the cooling water mixing portions 11, 17a, and 17b of FIGS. 3 and 4 can be performed in the same manner as described in the first embodiment. (Embodiment 3)
  • FIG. 8 shows a fuel assembly 31 in which, for example, three types of fuel rods 33, 34, and 35 having different diameters are combined.
  • the fuel rods 33, 34, and 35 are arranged more closely and cooled.
  • the volume ratio of water to fuel can be reduced.
  • the three types of fuel rods 33, 34, and 35 all have the same configuration except for the diameter, and the fuel pellets 33b, 34b, and 35b are loaded in the fuel cladding tubes 33a, 34a, and 35a, respectively. have.
  • this fuel assembly 31 has the fuel rods 34, 35 having the maximum diameter that can be formed in each of the gaps 5a, 5b according to the size of the gaps 5a, 5b formed by the adjacent fuel rods 33. Are formed in the gaps 5a, 5b between the adjacent fuel rods 33. As a result, the fuel assembly 31 is filled with the gaps 5a and 5b with the maximum diameter fuel rods 34 and 35 that can be arranged for the gaps 5a and 5b. The volume ratio with respect to can be further greatly reduced.
  • the gap 5 a formed along the inner wall of the channel box 2 is more horizontal than the gap 5 b surrounded by the three fuel rods 33 on the center side of the channel box 2.
  • the cross-sectional area is large.
  • the diameter of the fuel rods 34 arranged in the gap 5a is selected so that the side surfaces thereof are in line contact or surface contact with the two fuel rods 33 and the inner wall of the channel box 2.
  • the fuel rods 34 arranged on the outermost periphery are formed larger in diameter than the fuel rods 35 (also called small-diameter fuel rods) arranged between the three fuel rods 33 on the center side.
  • the narrow hollow flow path 37 surrounded by these adjacent fuel rods 33, 34, 35 functions as a hollow flow path, and is configured so that cooling water flows.
  • the present invention is not limited to this, and various other types such as two types, four types, etc.
  • a plurality of types of fuel rods having different diameters may be tightly bundled.
  • an example of a hexagonal fuel assembly is shown as the fuel assembly 31, but the shape of the fuel assembly is not particularly limited, and a square fuel assembly, for example, may be used.
  • 8 has the channel box 2 provided on the outside, the channel box 2 may not be provided, and a fuel assembly in which the fuel rods 33, 34, and 35 are bundled may be used.
  • some of the fuel rods 33, 34, 35 may be replaced by a control rod guide tube, an in-core instrumentation guide tube, or a tie rod, or may be incorporated. Absent. Although the fuel rods 33, 34, and 35 have a circular outer shape, the fuel rods 33, 34, and 35 may have protrusions in contact with the adjacent fuel rods 33, 34, and 35.
  • the longitudinal cross section of the fuel assembly 31 in FIG. 8 includes a combination with any of those shown in FIGS. 2, 3, and 4 in the third embodiment.
  • the method of supporting and bundling the fuel rods 33, 34, and 35 and the method of configuring the cooling water mixing portions 11, 17a, and 17b of FIGS. 3 and 4 can be performed in the same manner as described in the first embodiment. (Embodiment 4)
  • FIG. 9 shows a fuel assembly 41 used in a thermal neutron reactor that uses supercritical pressure water for cooling as a water-cooled nuclear reactor, and some of the fuel rods 3 are connected to water moderator rods or It is replaced with various other moderator rods 43 such as a rod containing a neutron moderator material (solid moderator rod).
  • moderator rods 43 such as a rod containing a neutron moderator material (solid moderator rod).
  • the fourth embodiment Since the density of supercritical pressure water greatly changes at the inlet and outlet of the cooling water, the flow rate of the high-temperature cooling water passage (subchannel) is further reduced and the temperature of the fuel cladding tube is increased in a fuel assembly with a cross flow. Although there is a fear, the fourth embodiment has an advantage that it can be prevented.
  • the speed reducing rods 43 are regularly arranged in the channel box 2 at a predetermined interval, and the side surfaces thereof are arranged in line contact with the side surfaces of the adjacent fuel rods 3. The fuel rods 3 are tightly bundled together.
  • an example of a hexagonal fuel assembly is shown as the fuel assembly 41, but the shape of the fuel assembly is not particularly concerned, and for example, a square fuel assembly may be used.
  • 9 is provided with the channel box 2 on the outside, but without the channel box 2, the fuel assembly 3 is bundled so that the adjacent fuel rods 3 and speed-reducing rods 43 are in contact with each other. It doesn't matter if your body.
  • some of the plurality of fuel rods 3 may be control rod guide tubes, in-furnace guide instrumentation tubes, or tie rods.
  • the fuel rod 3 or the like has a circular outer shape, but may have a protrusion at a portion in contact with an adjacent fuel rod.
  • the vertical cross section of the fuel assembly 41 of FIG. 9 includes combinations with any of those shown in FIGS. 2, 3, and 4 in the fourth embodiment.
  • a method for supporting and bundling the fuel rod 3 and the speed reducing rod 43 and a method for configuring the cooling water mixing portions 11, 17a, and 17b in FIGS. 3 and 4 can be performed in the same manner as described in the first embodiment.
  • the water speed reducing rod (speed reducing rod 43) can also be used as a tie rod function.
  • the upper and lower parts of the water moderation rod allow the inflow and outflow of cooling water that has the role of decelerating neutrons. (Embodiment 5)
  • FIG. 10 shows a fuel assembly 51 used in a thermal neutron reactor that uses supercritical pressure water for cooling as a water-cooled nuclear reactor, and includes fuel rods 33, 34, and 35 having different diameters and water moderator rods or neutron moderator materials.
  • Other reduction rods 53 such as a rod are used.
  • the fuel assembly 51 has a reduction rod 53 disposed at the center, and, for example, the six reduction rods 53 are equally spaced so as to surround the reduction rod 53 at the center. It is arranged in the channel box 2.
  • the speed reducing rod 53 has the same diameter as the fuel rod 33 and is disposed so as to be in line contact with the side surfaces of the adjacent fuel rods 33, 34, and 35.
  • a gap 5b is formed in the channel box 2 in a region surrounded by one speed reduction rod 53 and two fuel rods 33 in the central region, and a small diameter is formed in the gap 5b.
  • a fuel rod 35 is disposed.
  • the side surface 53a of the speed reducing rod 53 and the fuel cladding tube 33a of the fuel rod 33 are arranged in line contact with the fuel cladding tube 35a of the small diameter fuel rod 35 in the gap 5b.
  • 35 and the speed-reducing rod 53 three narrow hollow channels 37 are formed.
  • Each narrow hollow channel 37 functions as a hollow channel and is configured to flow in a state where cooling water is isolated without crossflow.
  • the channel box 2 is disposed so that the side surfaces of the fuel rod 33 and the speed reduction rod 53 are in contact with the inner wall, and is surrounded by the inner wall, the fuel rod 33 and the speed reduction rod 53.
  • a gap 5a is formed.
  • An intermediate fuel rod 34 having a diameter smaller than that of the fuel rod 33 and larger than that of the fuel rod 35 is formed in the gap 5 a formed by the inner wall of the channel box 2, the fuel rod 33 and the speed reduction rod 53. Has been placed. As a result, three narrow hollow channels 37 are formed in the gap portion 5a, which are isolated by the inner wall of the channel box 2 and the fuel rods 33 and 34, respectively. In addition, the cooling water flows through the narrow hollow flow path 37 in an isolated state without cross-flowing.
  • the fuel assembly 51 is also tightly bundled so that the side surfaces of the fuel rods 33, 34, 35 and the reduction rod 53 are in contact with each other as in the first embodiment.
  • the volume ratio of the cooling water to the fuel can be significantly reduced as compared with the conventional fuel assembly in which a gap is provided between the fuel rods.
  • each narrow hollow channel 37 that functions as a hollow channel is isolated by the fuel rods 33, 34, 35 and the speed reducing rod 53. As a result, the cooling water can be prevented from flowing in and out (cross flow) between the adjacent narrow hollow channels 37.
  • an example of a hexagonal fuel assembly is shown as the fuel assembly 51, but the shape of the fuel assembly is not particularly concerned, and for example, a square fuel assembly may be used.
  • the fuel assembly 51 of FIG. 10 is provided with the channel box 2 on the outside, the channel box 2 may not be provided, and a fuel assembly in which the fuel rods 33, 34, 35 and the speed reduction rod 53 are bundled may be used.
  • some of the fuel rods 33, 34, 35 and the speed reducing rod 53 may be replaced by a control rod guide tube, an in-core instrumentation guide tube, or a tie rod, or may be incorporated.
  • the fuel rods 33, 34, 35 and the speed reducing rod 53 are circular in shape, but may have protrusions at the portions contacting the adjacent fuel rods 33, 34, 35 and the speed reducing rod 53.
  • the vertical cross section of the fuel assembly 51 in FIG. 10 includes any combination with those shown in FIGS. 2, 3, and 4 in the fourth embodiment.
  • the method can be performed in the same manner as described in the first embodiment.
  • the water speed reducing rod (speed reducing rod 53) can also be used as a tie rod function.
  • the upper and lower parts of the water moderation rod allow the inflow and outflow of cooling water that has the role of decelerating neutrons. (Embodiment 6)
  • FIG. 11 shows a fuel assembly 61 in which a deceleration layer 64 having a hexagonal rectangular tube shape is provided in the channel box 2 from one end to the other end of the channel box 2.
  • the fuel assembly 61 includes an outer fuel assembly portion 63 having a hexagonal rectangular tube shape, and a deceleration layer 64 having a hexagonal rectangular tube shape formed along the inner peripheral surface of the outer fuel assembly portion 63.
  • a hexagonal prism-shaped internal fuel assembly 65 disposed in the central region so as to be surrounded by the deceleration layer 64 is provided in the channel box 2.
  • Such a fuel assembly 61 decelerates fast neutrons generated when the cooling water is lost in the deceleration layer 64, absorbs neutrons in the uranium 238 in the fuel rod 3 of the internal fuel assembly 65, and Therefore, when cooling water is lost, the neutron absorption rate is higher than the neutron generation rate in the entire water-cooled nuclear reactor, and the reactivity coefficient (coolant void reactivity coefficient) can be made negative. .
  • the outer fuel collecting portion 63 arranged on the outside forms a tubular region having a hexagonal cross section by the channel box 2 and the inner wall portion 2a.
  • the adjacent fuel rods 3 have side surfaces facing each other in a hexagonal cross section surrounded by the channel box 2 and the inner wall 2a, as shown in FIG.
  • a hollow channel 22 is formed in the space 5 surrounded by these adjacent fuel rods 3 so as to be in line contact with each other.
  • a narrow portion 23 surrounded by the side surface 22a (FIG. 6) of the hollow flow path 22 and the fuel cladding 3a is formed in the gap portion 5 of the external fuel assembly 63, and each narrow portion 23 is made of heat such as metal. It is formed in a solid state with a conductive material.
  • the deceleration layer 64 has a hexagonal outer shape that is the same as the outer shape of the outer fuel assembly 63, and the inner wall 2 a of the outer fuel assembly 63 and the outer wall 2 b of the inner fuel assembly 65 A solid moderator (solid moderator) made of zirconium hydride or the like is formed between the layers.
  • the inner fuel assembly 65 disposed inside the deceleration layer 64 includes an outer wall 2b whose outer shape is a hexagonal shape, and the region surrounded by the outer wall 2b is as shown in FIG.
  • Adjacent fuel rods 3 are arranged so that the side surfaces thereof are in line contact with each other, and a hollow flow path 22 is formed in the gap 5 surrounded by these adjacent fuel rods 3.
  • narrow portions 23 surrounded by the side surface 22a of the hollow flow path 22 and the fuel cladding 3a are also formed in the gap portion 5 of the internal fuel collecting portion 65, and each narrow portion 23 is thermally conductive such as metal. It is formed in a solid state by a conductive material.
  • this fuel assembly 61 can obtain the same effects as those of the first embodiment and the second embodiment described above.
  • fast neutrons can be decelerated by the deceleration layer 64, and the internal Neutrons can also be absorbed by the uranium 238 in the fuel rod 3 of the fuel assembly 65, thus making the neutron absorption rate higher than the neutron generation rate of the entire water-cooled reactor, and the reactivity coefficient. (Coolant void reactivity coefficient) can be negative, and negative output feedback can be achieved when cooling water is lost.
  • the deceleration layer 64 surrounded by the inner wall 2a of the outer fuel assembly 63 and the outer wall 2b of the inner fuel assembly 65 is made of a solid moderator made of zirconium hydride or the like.
  • the present invention has been described, the present invention is not limited to this, and the deceleration layer 64 surrounded by the inner wall 2a of the outer fuel assembly 63 and the outer wall 2b of the inner fuel assembly 65 is a hollow, You may make it flow the fluid water as a moderator from one end to the other end in the deceleration layer 64.
  • the reactivity coefficient (coolant void reaction) is caused by the water deceleration layer when the cooling water is lost.
  • the degree coefficient can be negative, and negative output feedback can be achieved when cooling water is lost.
  • the fuel cladding tubes 3a, 33a, 34a, and 35a are made of, for example, zircaloy.
  • the fuel cladding tubes 3a, 33a, 34a, 35a may be formed of a material, and the surface of the fuel cladding tubes 3a, 33a, 34a, 35a is coated with a relatively soft metal material such as zirconium. A layer may be formed.
  • the fuel cladding tubes 3a of the adjacent fuel rods 3 when the fuel cladding tubes 3a of the adjacent fuel rods 3 are brought into contact with each other and bundled, the fuel cladding tubes 3a are pressed against each other, so that the coating layer on the surface of the fuel cladding tube 3a is formed.
  • the fuel cladding tubes 3a can be reliably brought into close contact with each other and brought into surface contact with each other.
  • the adjacent fuel rods 3 can be bundled closely.
  • a coating layer may be formed of a soft metal material such as zirconium on the surface of the tube body of the hollow flow path 22 made of a tubular member in the same manner.
  • a coating layer is crushed, and the hollow flow path 22 and the fuel cladding tube 3a can be reliably brought into surface contact with each other.
  • the adjacent fuel rods 3 and the hollow flow paths 22 can be tightly bundled.
  • the adjacent fuel rods 3 may be arranged to be in line contact in the axial direction, but the adjacent fuel rods 3 may be arranged to be in surface contact in the axial direction.
  • the fuel rod 3 and the hollow flow path 22 are arranged so as to be in surface contact in the axial direction in the second embodiment, or the speed reduction rod 43 and the fuel in the fourth embodiment. You may make it arrange
  • a fast breeder reactor can be realized by water cooling using existing light water reactor power generation technology and Ulamp Rutonium fuel cycle technology. Using a mature light water reactor power generation technology, a breeder reactor can be realized with almost no change in the design other than the fuel assembly, which is attractive for Japan and other small resource nations.
  • Supercritical pressure water cooling has been used for many years in thermal power generation, and supercritical pressure water cooling reactors that use it for nuclear power generation are one of the fourth generation nuclear reactors, and research and development are underway in countries around the world.
  • thermal power generation the cooling water flows in the circular pipe channel and is heated from the outside. After being mixed by “plumbing” provided in each heating unit, the cooling water flows again into the circular pipe channel and is heated.
  • this is realized by a fuel assembly of a nuclear reactor, and the maximum temperature of the fuel cladding tube can be reduced and the average cooling water outlet temperature can be optimized. Can be expected.

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Abstract

水冷却高速炉で増殖を実現するためには冷却水の燃料に対する体積比を低減する必要がある。超臨界圧水を原子炉の冷却に用いる場合、燃料棒間の流路の冷却水の流入と流出(サブチャンネルのクロスフロー)を防止し、高温サブチャンネルのさらなる高温化を防止し、最高燃料被覆管温度を低減する必要がある。隣接する燃料棒同士が接触するように束ねて燃料集合体とすることで冷却水の燃料に対する体積比を大幅に低減することができる。隣接する燃料棒同士が接触するように束ねることによりサブチャンネルのクロスフローを無くすことができる。燃料集合体の縦方向に冷却水混合部を設けることにより超臨界圧水冷却原子炉の最高燃料被覆管温度の低減を図ることができる。

Description

燃料集合体、炉心及び水冷却型原子炉
 本発明は燃料集合体、炉心及び水冷却型原子炉に関する。
 一般に水冷却型原子炉の炉心は、核分裂性物質(単に、燃料とも呼ぶ)を装填した多数の燃料ロッドを結束した燃料集合体を多数体配置して構成され、核分裂性物質で発生する熱除去のための冷却材として水が使用されている。
 水は中に含まれる水素原子の中性子減速能力が大きいため、水の割合が大きい従来の水冷却型原子炉では核分裂により発生する高エネルギ中性子を大きく減速し、エネルギの低い熱中性子が大部分をしめている。
 エネルギの低い中性子を核分裂性物質(例えばウラン235)が吸収した場合には、中性子を約3個発生させる核分裂反応ではなく、核分裂を起こさず原子核の中に取り込んでしまう捕獲反応の割合が大きくなる。即ち、中性子吸収当たりの発生中性子数が低エネルギ中性子による核分裂では少なくなる。
 一方、高エネルギ中性子では、捕獲反応の割合が小さいため、捕獲による効果を含めても吸収当たりの平均中性子発生数は2個以上とすることが可能であり、1個が連鎖反応の維持に使われ、残りの1個はウラン238等の親物質に吸収させて核分裂性物質を効率的に生成することが可能である。この核分裂性物質の生成と消滅の比率が1以上であれば燃料の増殖ができるので資源エネルギの確保の点から各国で増殖炉が開発されている。
 しかし、従来の水冷却型原子炉では水の燃料に対する割合が大きく中性子は低エネルギであるために、増殖はできず、核分裂性物質の生成と消滅の比率(増殖比と称する。なお、この比が1以下であれば、転換比と称しているが、ここでは簡単にすべて増殖比と称する。)が1以下(0.5程度)の値となっていた。このため増殖炉であれば原理的には100%熱エネルギに変換できるウラン資源の1%程度が利用できるに過ぎなかった。
 これを改善するため水冷却型原子炉において燃料棒間隙を狭くした稠密燃料集合体を用いる水冷却高速炉が考案されている。しかし、従来の燃料集合体では、隣接する燃料棒同士が所定距離を設けて離れた状態で配置されており、これら燃料棒間に冷却水が通る間隙があるため、冷却水の燃料に対する体積比が大きく、増殖を達成することは困難であった。
 冷却水の燃料に対する体積比を低減するためには冷却水を円管内に流し、その外側に燃料を装てんするチューブインシェル型(ブリケット型)燃料ブロックを燃料集合体の代わりに用いることが考えられている。
 従来の水冷却型原子炉は亜臨界圧の水を冷却に用いているが、超臨界圧水を冷却水とすると気水分離が不要で沸点の制約もなくなるため原子炉系統が単純かつコンパクト化し、原子炉出口冷却水温度も高温化し発電効率も向上する可能性がある。さらに高速炉として用いる場合は平均冷却水密度が軽水炉より低く増殖に有利である。しかし、高温化のためには燃料被覆管最高温度を低くし燃料被覆管の腐食を防止する必要がある。
 超臨界圧では冷却水の密度が燃料集合体の入口と出口で大きく変化する。燃料棒の出力は燃料棒毎に異なるため、燃料棒間に間隙のある従来の燃料集合体では、燃料棒間にあり互いに連通した複数の冷却水流路(サブチャンネル)について、水平方向から冷却水の密度を比べると、サブチャンネル毎に冷却水の密度に差が生じてしまっている。すなわち、高温のサブチャンネルでは燃料棒からの加熱によって冷却水密度が下がり、圧力損失が増加するため、この高温サブチャンネルと連通した周囲の低温のサブチャンネルに冷却水が流出する。これによって高温サブチャンネルの冷却水密度が燃料棒からの加熱によってさらに低下し、圧力損失がさらに上昇し周囲への流出量がさらに増加して燃料被覆管の温度がさらに上昇するとの課題がある。
特開2001-215290号公報
"軸方向非均質炉心概念を用いた高転換BWR炉心の基本特性評価"JAERI-M-92-067 日本原子力研究所(1992年5月) Y. Ishiwatari, Y. Oka and S. Koshizuka, "Breeding ratio analysis of  a fast reactor cooled by supercritical light water" Journal of NuclearScience  and  Technology, vol.38, No.9, p.703-710 (September 2001) "超臨界圧軽水冷却炉"原子力ハンドブック、p.525-530 オーム社(2007) 佐藤雅一、他"スーパー高速炉の流量低下事象の非定常サブチャンネル解析"日本原子力学会 2010年春の年会、H41、茨城、2010年3月28日
 水冷却型原子炉で増殖を達成するには燃料集合体において冷却水の燃料に対する体積比をさらに低減する必要があるとの課題がある。
 また、冷却水の燃料に対する体積比を低減するために燃料集合体のかわりにブリケット型(チューブインシェル型)燃料ブロックを用いる場合は、燃料装填部の上端と下端のシェルに多数の冷却水流路のための円管を溶接する必要があり、運転中に印加される様々な熱応力、内部や外部からの圧力により溶接部の健全性を燃料集合体の供用期間にわたって確保するのが困難であるとの課題がある。
 さらに、水冷却型原子炉として超臨界圧水を冷却に用いる原子炉では燃料被覆管最高温度の低減のため、燃料集合体においてサブチャンネル間で冷却水の流入流出(クロスフロー)を防止し、冷却水の密度を均一化させる必要があるとの課題がある。
 本発明はこのような事情に鑑みてなされたものであり、水冷却型原子炉において、原子炉冷却材の燃料に対する体積比を低減させつつ、構造の健全性を維持し、かつ原子炉冷却材の密度を均一化し得る燃料集合体を提供することにある。
 請求項1に関する発明は、核燃料物質を装填した複数本の燃料棒を備え、隣接する燃料棒同士が接触するように束ねられ、隣接する燃料棒間には空隙部が形成されていることを特徴とする燃料集合体である。隣接する燃料棒同士を接触するように束ねることにより、原子炉冷却材の燃料に対する体積比を、燃料棒間に間隙を設ける従来の燃料集合体より大幅に低減し、かつ、空隙部が燃料棒にて区切られていることから、空隙部に原子炉冷却材が流れることで、隣り合う空隙部間にて原子炉冷却材の流入流出(クロスフロー)を防止することができ、かくして冷却水の密度を均一化できる。
 また、核燃料をとじこめるための溶接は燃料棒の上端と下端に従来の燃料集合体の燃料棒のように施工することができるので、ブリケット型(チューブインシェル型)燃料集合体のように溶接部の供用期間中の健全性の心配がなく、その分、ブリケット型(チューブインシェル型)燃料集合体に比べて構造の健全性を維持し得る。
 請求項2は、燃料棒が核燃料物質を燃料被覆管内に装填した構成を有し、隣接する燃料棒が、互いの燃料被覆管同士を軸方向に線接触又は面接触するように配置されており、空隙部が隣接する前記燃料被覆管に囲まれた領域に形成されていることを特徴とする燃料集合体である。このように、請求項2では、互いの燃料被覆管同士が軸方向に線接触又は面接触するように配置されていることから、原子炉冷却材の燃料に対する体積比を低減させつつ、空隙部を燃料棒に沿って確実に隔離することもでき、隣り合う空隙部間にて原子炉冷却材の流入流出を防止できる。
 請求項3は、空隙部自体が前記燃料棒の軸方向に沿って原子炉冷却材の流れる流路となり、隣接する空隙部間で原子炉冷却材を隔離しているものである。
 請求項4は、中空流路を空隙部に設け、中空流路と燃料棒との間に形成された狭隘部を熱伝導性材料で埋めることにより、原子炉冷却材の燃料に対する体積比をさらに低減できるとともに、熱伝導性材料にて燃料棒の過熱を防止できることを特徴とするものである。
 請求項5は、請求項1又は2の燃料集合体において、空隙部には、前記燃料棒の直径よりも小さい直径の小径燃料棒が配置されており、隣接する前記燃料棒及び前記小径燃料棒間には、該燃料棒の軸方向に沿って原子炉冷却材が流れる狭隘中空流路が形成され、各狭隘中空流路は、隣接する燃料棒及び前記小径燃料棒によって互いに隔離されていることを特徴とするものである。これにより、燃料集合体では、燃料棒間の空隙部内にも小径燃料棒を設けた分だけ、これら燃料棒及び小径燃料棒を密に束ね、原子炉冷却材の燃料に対する体積比を一段と低減させることができる。
 請求項6は超臨界圧水冷却で増殖を目的とせず熱中性子炉に請求項1~5のうちいずれか1項記載の燃料集合体を用いる場合に一部の燃料棒にかえて水減速棒を用い、燃料棒と水減速棒とが接触するように束ね、隣接する空隙部間の原子炉冷却材の流入流出(クロスフロー)を防止することを特徴とするものである。
 請求項7は請求項1~6のうちいずれか1項記載の燃料集合体において、燃料棒の発熱分布や燃料集合体内部での位置の相違のために、空隙部(サブチャンネル)を流れる原子炉冷却材の温度がクロスフローのない分、不均一になる場合において、燃料集合体の軸方向の1ヵ所あるいは複数箇所に燃料棒が一部あるいは全部がない空間(混合部)を設けることにより空隙部からこの混合部に流入する原子炉冷却材をこの部分で混合し、原子炉冷却材温度を均一化したのち、その上部にある複数の燃料棒を束ねた燃料集合部に流出させる。これにより燃料集合体の出口冷却水温度の均一化と燃料被覆管最高温度の低下を図ることができる。
 請求項8は、請求項1~7のうちいずれか1項記載の燃料集合体において、隣接する前記燃料棒同士が接触するように束ねられ、隣接する前記燃料棒間に前記空隙部が形成された内部燃料集合部と、前記内部燃料集合部の側面を取り囲むように形成されており、隣接する前記燃料棒同士が接触するように束ねられ、隣接する前記燃料棒間に前記空隙部が形成された外部燃料集合部と、前記内部燃料集合部と前記外部燃料集合部との間に形成された減速層とを備え、前記減速層には流体又は固体の減速材が設けられていることを特徴とするものであり、冷却水喪失時、減速層によって、反応度係数(冷却材ボイド反応度係数)を負とし得、負の出力フィードバックにできる。
 請求項9は、複数の燃料集合体が装荷された水冷却型原子炉の炉心において、前記複数の燃料集合体の少なくとも1つが、請求項1~8のうちいずれか1項記載の燃料集合体であることを特徴とする炉心である。
 請求項10は、複数の燃料集合体が装荷された炉心を備える水冷却型原子炉において、前記数の燃料集合体の少なくとも1つが、請求項1~8のうちいずれか1項記載の燃料集合体であることを特徴とする水冷却型原子炉である。
 本発明によれば供用期間中の燃料棒の溶接部の健全性を損なうことなく原子炉冷却材の燃料に対する体積比を低減させることができる。これにより水冷却型原子炉で高い増殖比を達成することができる。
 超臨界圧水を水冷却型原子炉の冷却に用いる場合は、隣接する燃料棒同士が接触するように束ねた燃料集合体を用いることにより高温化したサブチャンネルから隣接サブチャンネルに原子炉冷却材が流出することを防止でき、原子炉冷却材の密度を均一化できる。さらに定常状態のみならず原子炉冷却材流量低下などの異常な過渡変化時にも流出を防止できるので燃料棒被覆管最高温度を低下させることができ、燃料棒の健全性の保持と安全性の向上に効果がある。
 燃料集合体の軸方向の一部に混合部となる空間を設けることにより冷却水の混合を図り、上部の燃料棒集合体部分へ一様な温度の原子炉冷却材を供給できるので、再流入後の空隙サブチャンネルの原子炉冷却材温度を平坦化し、燃料集合体平均出口温度の向上と燃料被覆管最高温度の低下を図ることができる。
本発明に係る燃料集合体の横断面図 本発明に係る燃料集合体の縦断面図 本発明に係る縦方向の1箇所に冷却水混合部を設ける燃料集合体の縦断面図 本発明に係る縦方向の複数箇所に冷却水混合部を設ける燃料集合体の縦断面図 本発明に係る燃料集合体の狭隘部を熱伝導性材料で埋めた燃料集合体の横断面図 空隙部の詳細構成を示す横断面図 本発明に係る燃料集合体の狭隘部を熱伝導性材料で埋め、直径の異なる中空流路を設けた燃料集合体の横断面図 本発明に係る直径の異なる燃料棒を用いる燃料集合体の横断面図 本発明に係る燃料棒と減速棒を用いる燃料集合体の横断面図 本発明に係る直径の異なる燃料棒と減速棒を用いる燃料集合体の横断面図 中性子減速層を備えた燃料集合体の横断面図
1,9,15,21,25,31,41,51,61.燃料集合体
2.チャンネルボックス
3,33,34.燃料棒
5,5a,5b.空隙部
11,17a,17b.冷却水混合部(混合部)
22,27,28.中空流路
23.狭隘部
35.燃料棒(小径燃料棒)
37.狭隘中空流路(中空流路)
43.減速棒
 本発明の実施形態について図面を参照して説明する。
 (実施形態1)
 図1、図2、図3、図4、により本発明に係る第一の実施形態を説明する。図1は横断面図、図2、図3、図4は縦断面図である。なお、本発明による燃料集合体が装荷される炉心と、この炉心を備えた水冷却型原子炉との全体図については省略し、燃料集合体の部分についてのみ説明する。
 本実施の形態は図1に示したように燃料棒3を六角形に間隙なく束ねた燃料集合体1である。実際上、この燃料集合体1は、例えば六角形角筒状でなるチャンネルボックス2を備え、円柱状でなる複数本の燃料棒3が互いに側面が接触するようにしてチャンネルボックス2内に配置された構成を有する。この実施の形態の場合、燃料棒3には、例えばジルカロイでなる密閉管たる燃料被覆管3a内に、核燃料物質を円柱状にした複数の燃料ペレット3bが装填されている。
 チャンネルボックス2内には、隣接する燃料棒3同士が互いに燃料被覆管3aを接触させるようにして配置されているとともに、最外周に配置された燃料棒3が燃料被覆管3aをチャンネルボックス2の内壁に接触させるように配置されている。この実施の形態の場合、チャンネルボックス2は、このように間隙なく配置されている燃料棒3の外郭形状が円柱状でなり、燃料棒3同士が軸方向に沿って互いに線接触されていることから、隣接する燃料棒3間にほぼ三角柱状の空隙部5が燃料棒3の軸方向に沿って形成され得るようになされている。また、チャンネルボックス2には、円柱状の燃料棒3が燃料被覆管3aを当該チャンネルボックス2の内壁にも線接触されていることから、内壁と燃料棒3とで囲まれた領域にも燃料棒3の軸方向に沿って空隙部5が形成され得るようになされている。
 この場合、チャンネルボックス2の内壁から離れた中心側領域にある空隙部5は、互いに側面が線接触した隣接する3本の燃料棒3に取り囲まれていることから、燃料棒3によって隣接する他の空隙部5と隔離されている。また、チャンネルボックス2の内壁に沿って形成された空隙部5も、同様に隣接する2本の燃料棒3とチャンネルボックス2の内壁に取り囲まれていることから、燃料棒3によって隣接する他の空隙部5と隔離されている。ここで、この実施の形態の場合、これら空隙部5は、一端開口から内部に原子炉冷却材としての冷却水が流入し、燃料棒3の軸方向に沿って流れ、最終的に他端開口から外部へ流出し得る。
 これにより各空隙部5は、それぞれ冷却水流路(サブチャンネル)として機能し得るようになされている。このようにして、燃料集合体1では、各空隙部5毎に燃料棒3の軸方向に沿って冷却水がそれぞれ隔離された状態で流れ、空隙部5間で冷却水の流入流出(クロスフロー)を防止し得るようになされている。
 以上の構成において、この燃料集合体1では、隣接する燃料棒3同士が側面を接触させるように密に束ねられていることから、冷却水の燃料に対する体積比を、燃料棒3間に間隙を設けて配置させた従来の燃料集合体より大幅に低減できる。また、この燃料集合体1では、隣接する燃料棒3同士が接触するように配置され、これら隣接する燃料棒3に囲まれた空隙部が燃料棒3にて区切られていることから、この空隙部5に冷却水が流れることで、隣り合う空隙部5間にて冷却水の流入流出(クロスフロー)を防止し得、冷却水の密度を均一化できる。
 さらに、この燃料集合体1では、従来の燃料集合体における燃料棒と同じように、燃料棒3の上端と下端に、核燃料をとじこめるための溶接を施工できるので、ブリケット型(チューブインシェル型)燃料集合体のように溶接部の供用期間中の健全性の心配がなく、その分、ブリケット型(チューブインシェル型)燃料集合体に比して、健全性を維持し得る。
 なお、ここでは燃料集合体1として六角型燃料集合体の実施例を示しているが、特に燃料集合体の形にはこだわらず、例えば正方形型燃料集合体でもかまわない。また図1の燃料集合体1は外側にチャンネルボックス2を設けているが、チャンネルボックス2を設けず、支持部材によって例えば燃料棒3の一端や他端を保持してこれら複数本の燃料棒3を密に束ねた燃料集合体でもかまわない。さらに、必要に応じて一部の燃料棒3を制御棒案内管、炉内計装案内管、あるいはタイロッドで置き換えたものでもかまわない。燃料棒3は外形が円形(すなわち外郭円柱状)のものを示しているが、隣接する燃料棒と接触する部分(側面)に突起を持つものでもかまわない。
 図2は図1の燃料集合体1の縦断面図を示している。図2は軸方向に冷却水混合部(図3及び図4にて後述する)がない燃料集合体1で、各燃料棒3の発熱分布が一様で、燃料棒3間の空隙部5を流れる冷却水の出口温度に大きい差異が生じない時に用いる。実際上、図2に示すチャンネルボックス2内には、当該チャンネルボックス2の高さ寸法とほぼ同じ高さ寸法を有した燃料棒3(図2中、図示せず)が収納されており、図1のように燃料棒3が配置される燃料棒密集領域7が、チャンネルボックス2の内部全域に亘って形成されている。この場合、冷却水は、チャンネルボックス2の一端(例えば下側)に露出した各空隙部5の一端開口からチャンネルボックス2内に流入し、各空隙部5毎に隔離された状態のまま軸方向に沿ってそれぞれ流れ、最終的にチャンネルボックス2の他端(上側)に露出した各空隙部5の他端開口から流出し得るようになされている。
 ところで、このようにチャンネルボックス2の内部全域に亘って、空隙部(サブチャンネル)5間で冷却水のクロスフローがない燃料集合体1を用いる場合は、その一方で、燃料棒出力の相違により、各空隙部5の出口で冷却水の温度分布が不均一になる虞も考えられる。そこで、このような点を考慮し、図3に示す燃料集合体9では、チャンネルボックス2の所定位置に冷却水が混合可能な冷却水混合部11を設け、チャンネルボックス2から出力される冷却水の出口温度を均一化し得るようにした。
 ここで、図3は、冷却水混合部11を設けた燃料集合体9の縦断面図を示しており、軸方向の1箇所に冷却水混合部11を設けたもので、各燃料棒3の発熱分布に偏りがあり燃料棒3間の空隙部5をそれぞれ流れる冷却水の温度に差異がある時に用いる。実際上、このチャンネルボックス2内には、図1のように燃料棒3が配置される上部側燃料棒密集領域10aと、同じく図1のように燃料棒3が配置される下部側燃料棒密集領域10bと、これら上部側燃料棒密集領域10a及び下部側燃料棒密集領域10b間に設けられた冷却水混合部11とが形成されている。
 ここで、冷却水混合部11は燃料棒3の全部あるいは一部がない中空状の空間である。冷却水混合部11では、下部側燃料棒密集領域10bにおいて燃料棒3で囲まれた各空隙部5からそれぞれ流入した冷却水が混合することで、冷却水温度が均一化し、その後、その上部にある燃料棒3が間隙なく束ねられた上部側燃料棒密集領域10aに再流入させる。なお、この冷却水混合部11には混合を促進する機能を持つ板あるいはノズルを設置してもかまわない。
 実際上、この上部側燃料棒密集領域10aには、チャンネルボックス2の高さ寸法よりも小さい高さ寸法でなる燃料棒3が図1のように密集しており、各空隙部5が隣接する燃料棒3によって隔離されている。また、下部側燃料棒密集領域10bも、チャンネルボックス2の高さ寸法よりも小さい高さ寸法でなる燃料棒3が図1のように密集しており、各空隙部5が隣接する燃料棒3によって隔離されている。
 これにより、冷却水は、下部側燃料棒密集領域10bの一端(例えば下側)に露出した各空隙部5の一端開口から下部側燃料棒密集領域10b内に流入し、各空隙部5毎に隔離された状態のまま軸方向に沿ってそれぞれ流れて空洞の冷却水混合部11まで導かれ、この冷却水混合部11にて混合された後、上部側燃料棒密集領域10aの各空隙部5内に再流入し得る。このように、この燃料集合体9では、チャンネルボックス2を通過する際、当該チャンネルボックス2の途中で冷却水を一旦混合し、冷却水温度を均一化していることから、その分、当該チャンネルボックス2の出口で、冷却水の温度分布の不均一を防止し得るようになされている。
 また、上述した燃料集合体9とは別の構成としては、図4に示すように、軸方向の複数箇所に冷却水を混合させる冷却水混合部17a,17bを設けた燃料集合体15でもよく、各燃料棒3の発熱分布に大きい偏りがあり、燃料棒3間の空隙部5をそれぞれ流れる冷却水の温度に大きい差異がある時に用いる。なお、図4では冷却水混合部が2か所の実施例を示しているが冷却水混合部は3か所以上でも構わない。
 実際上、この燃料集合体15は、図1のように燃料棒3が配置される上部側燃料棒密集領域16aと、同じく図1のように燃料棒3が配置される中間燃料棒密集領域16bと、同じく図1のように燃料棒3が配置される下部側燃料棒密集領域16cとがチャンネルボックス2内に形成されており、これら上部側燃料棒密集領域16a及び中間燃料棒密集領域16b間に中空の冷却水混合部17aが形成され、かつ中間燃料棒密集領域16b及び下部側燃料棒密集領域16c間とに中空の混合部17bが形成されている。
 このようにこの燃料集合体15では、チャンネルボックス2を通過する際、当該チャンネルボックス2の途中2か所で冷却水を混合して、冷却水温度を均一化していることから、冷却水を混合する回数を増やした分だけ、当該チャンネルボックス2の出口で、冷却水の温度分布の不均一を一段と防止し得るようになされている。
 因みに、図1と図2、図3、図4のいずれかを組み合わせる燃料集合体1,9,15において、燃料棒3を支持する方法は上部と下部のタイプレート(ノズル)を用いて行うことができる。タイプレートは燃料棒3間の空隙部5に冷却水の流入と流出を可能とする穴がある。水平方向の拘束力が弱い場合には燃料棒3の拘束を外側からバネ状の押さえ板で行うことができる。
 図3、図4に示すように、混合部としての冷却水混合部11,17a,17bを持つ燃料集合体9,15では、タイロッドあるいはその機能を持つ燃料棒3あるいは制御棒案内管、炉内計装案内管あるいはチャンネルボックス2を用いて、冷却水混合部11,17a,17bの上下の燃料集合体部分(図3の場合、上部側燃料棒密集領域10a及び下部側燃料棒密集領域10b、図4の場合、上部側燃料棒密集領域16a、中間燃料棒密集領域16b及び下部側燃料棒密集領域16c)を接続し燃料集合体として一体化することができる。
 (実施形態2)
 図5は、冷却材流路となる中空流路22を空隙部5に設け、当該空隙部5において中空流路22及び燃料棒3間に形成された狭隘部23を、例えば金属等の熱伝導材料で埋めた燃料集合体21を示している。この燃料集合体21では、空隙部5内に設けた管状の中空流路22に冷却水が流れることで、冷却水の燃料に対する体積比をさらに低減し得るとともに、狭隘部23によって燃料被覆管の過熱を防止することができる。実際上、この燃料集合体21は、チャンネルボックス2内に円柱状でなる複数本の燃料棒3が互いに側面同士を線接触させるようにして配置されており、これら隣接する燃料棒3に囲まれた空隙部5に円筒状でなる中空流路22が配置されている。この中空流路22は、軸方向が燃料棒3の軸方向を並走するよう配置され、内部に流れる冷却水が燃料棒3と並走して流れるように形成されている。
 実際上、チャンネルボックス2内に配置された中空流路22は、図6に示すように、隣接する3本の燃料棒3により囲まれた空隙部5の中心部に配置されており、その側面22aが燃料棒3の燃料被覆管3aと線接触するように配置されている。これにより空隙部5には、中空流路22の側面22aと燃料被覆管3aとにより囲まれた狭隘部23が形成され得るようになされている。ここで、中空流路22は、内部の中空領域22bに冷却水が流れ、燃料被覆管3aの熱を冷却水により奪い、燃料棒3を冷却し得るようになされている。これに加えて、この狭隘部23は、金属等の熱伝導性材料により中実状に形成されており、当該熱伝導性材料によって燃料棒3から熱を奪い、燃料棒3の温度が低下し得るようになされている。
 この実施の形態の場合、空隙部5では、隣接する燃料棒3が湾曲状の側面同士を接触させており、隣接する燃料棒3間の距離が次第に狭まってゆくことから、燃料棒3同士が接触する極めて狭隘な箇所にて熱が放熱し難くなる。しかしながら、この空隙部5では、狭隘部23全域が熱伝導性材料にて埋まっていることから、当該狭隘部23にて燃料棒3間の極めて狭隘な接触箇所でも熱が放熱され易くなっており、燃料棒3の温度が低下し得るようになされている。
 因みに、図5に示したように、このチャンネルボックス2には、3本の燃料棒3により囲まれた中心側の空隙部5だけでなく、内壁に沿って形成された空隙部5にも中空流路22が形成されており、チャンネルボックス2内の全域に亘って冷却水が均等に流れるように形成されている。また、チャンネルボックス2では、内壁、中空流路22及び燃料棒3により囲まれた狭隘部23も金属等の熱伝導性材料により中実状に形成されている。これによりチャンネルボックス2の内壁でも、熱伝導性材料により中実状に形成された狭隘部23により、燃料棒3から熱を奪うように構成され、燃料棒3の温度を低下させ得るようになされている。
 なお、上述した実施の形態においては、例えばジルカロイ等で形成された管状部材である中空流路22を空隙部5に設置した場合について述べたが、本発明はこれに限らず、空隙部5内に管状部材を設置することなく、空隙部5内を埋める熱伝導性材料自体を穿設して中空流路を形成するようにしてもよい。
 また、上述した実施形態2においては、中空流路22を全て同一の直径にて形成するようにした場合について述べたが、本発明はこれに限らず、空隙部5の大きさに応じて適宜直径が異なる複数種類の中空流路を各空隙部5に設けるようにしてもよい。ここで、図7は、直径が異なる複数種類の中空流路27,28を設けた燃料集合体25を示す。この燃料集合体25は、チャンネルボックス2の内壁に沿って形成された最外周の空隙部5aが、チャンネルボックス2の内壁が遠ざかった中心側の空隙部5bよりも広く形成されている。
 この場合、最外周の空隙部5aに形成された中空流路28は、その直径が中心側の空隙部5bに形成された中空流路27の直径に比して大きく形成されており、その側面が隣接する燃料棒3の側面だけでなく、チャンネルボックス2の内壁にも確実に線接触し得るように選定されている。
 これにより、最外周の空隙部5aに形成された中空流路28は、チャンネルボックス2の内壁に沿って形成された空隙部5aの領域が大きいものの、隣接する燃料棒3の燃料被覆管3aにその側面22aが接触し得、燃料棒3の温度を低減し得るようになされている。また、この場合、空隙部5a,5bに形成された狭隘部23も、金属等の熱伝導性材料により中実状に形成されており、当該熱伝導性材料によって燃料棒3から熱を奪い、燃料棒の温度を低下させ得るようになされている。
 因みに、ここでは燃料棒3と中空流路22で形つくられる狭隘部23の領域をすべて金属等の熱伝導性部材で埋めた実施例を示しているが、特に狭隘な部分のみを金属で埋めて、中空流路の形状が必ずしも円形にならなくてもかまわない。さらに、ここでは、燃料集合体21,25として、六角型燃料集合体の実施例を示しているが、特に燃料集合体の形状にはこだわらず、例えば正方形型燃料集合体でもかまわない。また図5及び図7の燃料集合体21,25は外側にチャンネルボックス2を設けているが、チャンネルボックス2を設けず、燃料棒3を束ねた燃料集合体でもかまわない。さらに複数本ある燃料棒3のうち、その一部の燃料棒3を制御棒案内管、炉内計装案内管、あるいはタイロッドで置き換えたもの、あるいは組み込んだものでもかまわない。燃料棒3は外形が円形のものを示しているが、隣接する燃料棒3と接触する部分に突起を持つものでもかまわない。
 また、図5の燃料集合体21や、図6の燃料集合体25の縦断面は、図2、図3、図4に示すいずれとの組み合わせとしてもよい。燃料棒3を支持し、束ねる方法や図3、図4の冷却水混合部11,17a,17bを構成する方法は実施形態1に記載と同様の方法で行うことができる。
 (実施形態3)
 図8は、例えば直径の異なる3種類の燃料棒33,34,35を組合せた燃料集合体31を示し、実施形態1に比べて、燃料棒33,34,35を密に配置させることにより冷却水の燃料に対する体積比を低下させることができる。なお、これら3種類の燃料棒33,34,35は、直径以外全て同一の構成を有しており、燃料被覆管33a,34a,35a内に燃料ペレット33b,34b,35bがそれぞれ装填された構成を有している。
 実際上、この燃料集合体31は、隣接する燃料棒33により形成される空隙部5a,5bの大きさに応じて、各空隙部5a,5bに形成可能な最大直径でなる燃料棒34,35を、隣接する燃料棒33間の空隙部5a,5bに形成している。これにより、燃料集合体31には、各空隙部5a,5b毎に配置可能な最大直径の燃料棒34,35にて、各空隙部5a,5bが埋められていることで、冷却水の燃料に対する体積比を、さらに一段と大幅に低減し得るようになされている。
 この実施の形態の場合、チャンネルボックス2の内壁に沿って形成された空隙部5aは、チャンネルボックス2の中心部側にて3本の燃料棒33にて囲まれた空隙部5bよりも、水平断面積が大きく形成されている。これにより空隙部5aに配置される燃料棒34は、これら2本の燃料棒33と、チャンネルボックス2の内壁とに、その側面が線接触又は面接触するように直径が選定されている。その結果、最外周に配置された燃料棒34は、中心側にて3本の燃料棒33間に配置された燃料棒35(小径燃料棒とも呼ぶ)の直径よりも大きく形成されている。また、隣接するこれら燃料棒33,34,35で囲まれた狭隘中空流路37は、それぞれ中空流路として機能し、冷却水が流れるように構成されている。
 因みに、この実施の形態の場合、直径が異なる3種類の燃料棒33,34,35を密に束ねるようにした場合について述べるが、本発明はこれに限らず、2種類や4種類等その他種々の直径が異なる複数種類の燃料棒を密に束ねるようしてもよい。また、ここでは、燃料集合体31として、六角型燃料集合体の実施例を示しているが、特に燃料集合体の形状にはこだわらず、例えば正方形型燃料集合体でもかまわない。また図8の燃料集合体31は外側にチャンネルボックス2を設けているが、チャンネルボックス2を設けず、燃料棒33,34,35を束ねた燃料集合体でもかまわない。さらに、複数本の燃料棒33,34,35のうち一部の燃料棒33,34,35を制御棒案内管、炉内計装案内管、あるいはタイロッドで置き換えたもの、あるいは組み込んだものでもかまわない。燃料棒33,34,35は外形が円形のものを示しているが、隣接する燃料棒33,34,35と接触する部分に突起を持つものでもかまわない。
 図8の燃料集合体31の縦断面は図2、図3、図4に示すいずれとの組み合わせも実施形態3に含まれる。燃料棒33,34,35を支持し、束ねる方法や図3、図4の冷却水混合部11,17a,17bを構成する方法は実施形態1に記載と同様の方法で行うことができる。
 (実施形態4)
 図9は、水冷却型原子炉として超臨界圧水を冷却に用いる熱中性子炉に用いる燃料集合体41を示し、複数本ある燃料棒3のうち一部の燃料棒3を、水減速棒あるいは中性子減速物質を含む棒(固体減速材棒)等その他種々の減速棒43に置き換えたものである。これによりこの燃料集合体41では、核分裂で発生する中性子を減速棒43にて減速し、熱中性子核分裂連鎖反応を生じさせることができる。
 超臨界圧水は冷却水入口と出口で大きくその密度が変化するので、クロスフローがある燃料集合体では高温の冷却水流路(サブチャンネル)の流量がより低下し、燃料被覆管温度が上昇する恐れがあるが、実施形態4では、それを防止できる利点がある。なお、この実施の形態の場合、減速棒43は、チャンネルボックス2内に所定間隔を空けて規則的に配置され、かつ、その側面が隣接する燃料棒3の側面と線接触するように配置され、燃料棒3とともに密に束ねられている。
 因みに、ここでは、燃料集合体41として、六角型燃料集合体の実施例を示しているが、特に燃料集合体の形状にはこだわらず、例えば正方形型燃料集合体でもかまわない。また、図9の燃料集合体41は外側にチャンネルボックス2を設けているが、チャンネルボックス2を設けずに、隣接する燃料棒3及び減速棒43が互いに側面が接触するように束ねた燃料集合体でもかまわない。さらに、複数本の燃料棒3のうちその一部の燃料棒3を制御棒案内管、炉内案内計装管、あるいはタイロッドとしたものでもかまわない。燃料棒3などは外形が円形のものを示しているが、隣接する燃料棒と接触する部分に突起を持つものでもかまわない。
 また、図9の燃料集合体41の縦断面は図2、図3、図4に示すいずれとの組合せも実施形態4に含まれる。燃料棒3や減速棒43を支持し、これらを束ねる方法や図3、図4の冷却水混合部11,17a,17bを構成する方法は実施形態1に記載と同様の方法で行うことができる。水減速棒(減速棒43)をタイロッドの機能を持つものとして用いることもできる。水減速棒の上部と下部は中性子を減速する役割を持つ冷却水の流入と流出が可能となっている。
 (実施形態5)
 図10は、水冷却型原子炉として超臨界圧水を冷却に用いる熱中性子炉に用いる燃料集合体51において、直径の異なる燃料棒33,34,35と、水減速棒あるいは中性子減速物質を含む棒等その他の減速棒53を用いるものである。実施形態4に比べて減速材対燃料体積比の設定や減速棒53の断熱材の施工の空間などに利点がある。
 実際上、この実施の形態の場合、燃料集合体51は、中心部に減速棒53が配置され、当該中心部の減速棒53を取り巻くようにして、例えば6本の減速棒53が等間隔にチャンネルボックス2内に配置されている。また、ここで、減速棒53は、燃料棒33と同径であり、隣接する燃料棒33,34,35の側面と線接触するように配置されている。これにより、チャンネルボックス2内には、中心側領域にて1本の減速棒53と2本の燃料棒33とにより囲まれた領域に空隙部5bが形成され、この空隙部5b内に小径の燃料棒35が配置されている。
 実際上、空隙部5bには、小径の燃料棒35の燃料被覆管35aに、減速棒53の側面53a及び燃料棒33の燃料被覆管33aが線接触するように配置されており、燃料棒33,35及び減速棒53によってそれぞれ隔離された3つの狭隘中空流路37が形成されている。各狭隘中空流路37は、中空流路として機能し、クロスフローすることなく冷却水が隔離された状態で流れるように構成されている。また、この実施の形態の場合、チャンネルボックス2内には、内壁に、燃料棒33及び減速棒53の各側面が接するように配置されており、内壁と燃料棒33と減速棒53とにより囲まれた空隙部5aが形成されている。
 チャンネルボックス2の内壁、燃料棒33及び減速棒53により形成された空隙部5aには、燃料棒33の直径よりも小さく、かつ燃料棒35の直径よりも大きい直径でなる中間の燃料棒34が配置されている。これにより、空隙部5aには、チャンネルボックス2の内壁及び燃料棒33,34によってそれぞれ隔離された3つの狭隘中空流路37が形成されている。また、この狭隘中空流路37にも、それぞれ冷却水がクロスフローすることなく隔離された状態で流れるようになされている。
 以上の構成において、この燃料集合体51も、上述した実施形態1と同様に、燃料棒33,34,35及び減速棒53が側面を接触させるように密に束ねられていることから、その分、冷却水の燃料に対する体積比を、燃料棒間に間隙を設ける従来の燃料集合体より大幅に低減し得る。また、この燃料集合体51でも、中空流路として機能する各狭隘中空流路37が燃料棒33,34,35及び減速棒53にて隔離されていることから、狭隘中空流路37に冷却水が流れることで、隣り合う狭隘中空流路37間にて冷却水の流入流出(クロスフロー)を防止することができる。
 因みに、ここでは、燃料集合体51として、六角型燃料集合体の実施例を示しているが、特に燃料集合体の形状にはこだわらず、例えば正方形型燃料集合体でもかまわない。また、図10の燃料集合体51は外側にチャンネルボックス2を設けているが、チャンネルボックス2を設けず、燃料棒33,34,35及び減速棒53を束ねた燃料集合体でもかまわない。さらに、一部の燃料棒33,34,35及び減速棒53を、制御棒案内管、炉内計装案内管、あるいはタイロッドで置き換えたもの、あるいは組み込んだものでもかまわない。燃料棒33,34,35及び減速棒53などは外形が円形のものを示しているが、隣接する燃料棒33,34,35及び減速棒53と接触する部分に突起を持つものでもかまわない。
 図10の燃料集合体51の縦断面は図2、図3、図4に示すいずれとの組合せも実施形態4に含まれる。燃料棒33,34,35及び減速棒53を支持し、これら燃料棒33,34,35及び減速棒53を束ねる方法や、図3、図4の冷却水混合部11,17a,17bを構成する方法は実施形態1に記載と同様の方法で行うことができる。水減速棒(減速棒53)をタイロッドの機能を持つものとして用いることもできる。水減速棒の上部と下部は中性子を減速する役割を持つ冷却水の流入と流出が可能となっている。
 (実施形態6)
 図11は、六角形角筒状の減速層64が、チャンネルボックス2の一端から他端に亘って当該チャンネルボックス2内に設けられた燃料集合体61を示す。実際上、この燃料集合体61は、六角形角筒状でなる外部燃料集合部63と、この外部燃料集合部63の内周面に沿って形成された六角形角筒状でなる減速層64と、この減速層64に取り囲まれるように中央領域に配置された六角形角柱状の内部燃料集合部65とがチャンネルボックス2内に設けられている。
 このような燃料集合体61は、冷却水の喪失時に発生する高速中性子を減速層64にて減速し、内部燃料集合部65の燃料棒3中にあるウラン238にて中性子を吸収して、これにより、冷却水喪失時、水冷却型原子炉全体での中性子の発生率よりも、中性子の吸収率を上回らせ、反応度係数(冷却材ボイド反応度係数)を負とし得るようになされている。
 実際上、外側に配置された外部燃料集合部63は、チャンネルボックス2と内壁部2aとで断面六角の管状領域を形成している。また、この外部燃料集合部63において、このチャンネルボックス2と内壁部2aとで囲まれた断面六角形の管状領域には、図5に示したように、隣接する燃料棒3同士が互いに側面を線接触するように密に配置されており、これら隣接する燃料棒3により囲まれた空隙部5に中空流路22が形成されている。外部燃料集合部63の空隙部5には、中空流路22の側面22a(図6)と、燃料被覆管3aとにより囲まれた狭隘部23が形成され、各狭隘部23が金属等の熱伝導性材料により中実状に形成されている。
 一方、減速層64は、外部燃料集合部63の外郭形状と同じ六角形の外郭形状を有しており、外部燃料集合部63の内壁部2aと、内部燃料集合部65の外壁部2bとの間が水素化ジルコニウム等でなる固体の減速材(固体減速材)で中実状に形成されている。
 減速層64の内側に配置された内部燃料集合部65は、外郭形状が六角形状でなる外壁部2bを備えており、外壁部2bで囲まれた領域には、図5に示したように、隣接する燃料棒3同士が互いに側面を線接触するように配置され、これら隣接する燃料棒3により囲まれた空隙部5に中空流路22が形成されている。また、内部燃料集合部65の空隙部5にも、中空流路22の側面22aと燃料被覆管3aとにより囲まれた狭隘部23が形成されており、各狭隘部23が金属等の熱伝導性材料により中実状に形成されている。
 以上の構成において、この燃料集合体61でも、上述した実施形態1や、実施形態2と同様の効果が得られる他、冷却水の喪失時には、高速中性子を減速層64にて減速できるとともに、内部燃料集合部65の燃料棒3中にあるウラン238にて中性子を吸収することもでき、かくして、水冷却型原子炉全体の中性子の発生率よりも、中性子の吸収率を上回らせ、反応度係数(冷却材ボイド反応度係数)を負とし得、冷却水喪失時に負の出力フィードバックにできる。
 なお、上述した実施形態6では、外部燃料集合部63の内壁部2aと、内部燃料集合部65の外壁部2bとにより囲まれた減速層64を、水素化ジルコニウム等でなる固体減速材で中実状にした場合について述べたが、本発明はこれに限らず、外部燃料集合部63の内壁部2aと、内部燃料集合部65の外壁部2bとにより囲まれた減速層64を空洞とし、この減速層64に一端から他端に向けて減速材として流体の水を流すようにしてもよい。このように、この実施形態6の燃料集合体61では、減速層64に水を流して水減速層を形成しても、冷却水喪失時、水減速層によって、反応度係数(冷却材ボイド反応度係数)を負とし得、冷却水喪失時に負の出力フィードバックにできる。
 (燃料被覆管について)
 ここで、上述した実施形態1~実施形態6において、燃料被覆管3a,33a,34a,35aを例えばジルカロイで形成するようにした場合について述べたが、本発明はこれに限らず、種々の金属材料により燃料被覆管3a,33a,34a,35aを形成してよく、また、燃料被覆管3a,33a,34a,35aの管本体の表面に、例えばジルコニウム等の比較的軟質な金属材料でなる被覆層を形成してもよい。
 これにより、例えば燃料集合体1では、隣接する燃料棒3の燃料被覆管3a同士を接触させて束ねる際、燃料被覆管3a同士が押し付けられることで、燃料被覆管3aの表面にある被覆層が潰れ、燃料被覆管3a同士を確実に密着させて面接触させることができ、かくして、隣接する燃料棒3同士を密に束ねることができる。
 また、実施形態2における燃料集合体21においても、同様にして管状部材でなる中空流路22の管本体の表面に、ジルコニウム等の軟質な金属材料にて被覆層を形成してもよい。この場合には、中空流路22と、燃料棒3の燃料被覆管3aとを接触させて束ねる際、燃料被覆管3aに中空流路22が押し付けられることで、中空流路22の表面にある被覆層が潰れ、中空流路22と燃料被覆管3aとを確実に密着させて面接触させることができ、かくして、隣接する燃料棒3同士や中空流路22を密に束ねることができる。
 このように、本発明では、隣接する燃料棒3同士を軸方向に線接触するように配置するだけでなく、隣接する燃料棒3同士を軸方向に面接触するように配置してもよい。また、その他の実施形態2~6でも同様に、例えば実施形態2において燃料棒3及び中空流路22を軸方向に面接触するように配置したり、或いは、実施形態4において減速棒43及び燃料棒3を軸方向に面接触するように配置するようにしてもよい。
 既存の軽水炉発電技術とウランプルトニウム燃料サイクル技術を用いて水冷却で高速増殖炉を実現できる。成熟した軽水炉発電技術を用いて燃料集合体以外の設計をほとんど変えることなく増殖炉が実現できるので日本をはじめ資源小国にとって魅力的である。
 超臨界圧水冷却は火力発電で永年用いられており、それを原子力発電に用いる超臨界圧水冷却炉が第四世代原子炉の1つとして世界各国で研究開発が進められている。火力発電では冷却水は円管流路内を流れて外側から加熱され、加熱部各に設けられた「管寄せ」で混合された後、再び円管流路に流入し、加熱される。本発明はそれを原子炉の燃料集合体で実現するものであり、燃料被覆管最高温度を低減し、平均冷却水出口温度の最適化を図れるので、超臨界水圧冷却原子炉の実用化をすすめると期待できる。さらに超臨界圧水冷却炉の利点に増殖の利点を加えることも可能であり産業上の利用可能性は大きいと考えられる。

Claims (10)

  1.  核燃料物質を装填した複数本の燃料棒を用いて構成する燃料集合体において、
     隣接する前記燃料棒同士が接触するように束ねられ、隣接する前記燃料棒間には、該燃料棒の軸方向に沿って延びる空隙部が形成されている
     ことを特徴とする燃料集合体。
  2.  請求項1の燃料集合体において、
     前記燃料棒は、前記核燃料物質が燃料被覆管内に装填された構成を有し、
     隣接する前記燃料棒は、互いの前記燃料被覆管同士が、軸方向に線接触又は面接触するように配置され、前記空隙部は隣接する前記燃料被覆管に囲まれた領域に形成されている
     ことを特徴とする燃料集合体。
  3.  請求項1又は2の燃料集合体において、
     前記空隙部は、前記燃料棒の軸方向に沿って原子炉冷却材が流れる冷却材流路として機能し、隣接する前記空隙部間で前記原子炉冷却材が隔離されている
     ことを特徴とする燃料集合体。
  4.  請求項1又は2の燃料集合体において、
     前記空隙部には、前記燃料棒の軸方向に沿って原子炉冷却材が流れる中空流路が配置されており、
     前記燃料棒と前記中空流路との間に形成された狭隘部が、該燃料棒から熱を奪う熱伝導性材料により中実状に形成されている
     ことを特徴とする燃料集合体。
  5.  請求項1又は2の燃料集合体において、
     前記空隙部には、前記燃料棒の直径よりも小さい直径の小径燃料棒が配置されており、
     隣接する前記燃料棒及び前記小径燃料棒間には、該燃料棒の軸方向に沿って原子炉冷却材が流れる狭隘中空流路が形成され、
     各前記狭隘中空流路は、隣接する前記燃料棒及び前記小径燃料棒によって互いに隔離されている
     ことを特徴とする燃料集合体。
  6.  請求項1~5のうちいずれか1項記載の燃料集合体において、
     前記複数本の燃料棒のうち一部の前記燃料棒を水減速棒あるいは固体減速材棒に置換した
     ことを特徴とする燃料集合体。
  7.  請求項1~6のうちいずれか1項記載の燃料集合体において、
     軸方向の1カ所あるいは複数カ所に原子炉冷却材の混合部を設けた
     ことを特徴とする燃料集合体。
  8.  請求項1~7のうちいずれか1項記載の燃料集合体において、
     隣接する前記燃料棒同士が接触するように束ねられ、隣接する前記燃料棒間に前記空隙部が形成された内部燃料集合部と、
     前記内部燃料集合部の側面を取り囲むように形成されており、隣接する前記燃料棒同士が接触するように束ねられ、隣接する前記燃料棒間に前記空隙部が形成された外部燃料集合部と、
     前記内部燃料集合部と前記外部燃料集合部との間に形成された減速層とを備え、
     前記減速層には流体又は固体の減速材が設けられている
     ことを特徴とする燃料集合体。
  9.  複数の燃料集合体が装荷された水冷却型原子炉の炉心において、
     前記複数の燃料集合体の少なくとも1つが、請求項1~8のうちいずれか1項記載の燃料集合体である
     ことを特徴とする炉心。
  10.  複数の燃料集合体が装荷された炉心を備える水冷却型原子炉において、
     前記数の燃料集合体の少なくとも1つが、請求項1~8のうちいずれか1項記載の燃料集合体である
     ことを特徴とする水冷却型原子炉。
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Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103117098A (zh) * 2013-02-04 2013-05-22 中国核动力研究设计院 一种适用于超临界水冷堆的方形燃料组件结构
CN103137219A (zh) * 2013-02-04 2013-06-05 中国核动力研究设计院 一种反应堆分层燃料组件
CN110828006A (zh) * 2019-11-18 2020-02-21 中国核动力研究设计院 一种冷却剂交错流动式燃料组件及超临界水冷堆
CN110853773A (zh) * 2019-11-21 2020-02-28 中国核动力研究设计院 一种轴向倒换料金属冷却反应堆及管理方法
CN113674876A (zh) * 2021-07-20 2021-11-19 中国核动力研究设计院 一种含固体慢化剂金属冷却反应堆的堆芯布置及组件布置

Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5250498A (en) * 1975-10-21 1977-04-22 Nippon Atom Ind Group Co Ltd Fuel assembly
JPS5899789A (ja) * 1981-12-09 1983-06-14 株式会社日立製作所 燃料集合体
JPS62182694A (ja) * 1986-02-06 1987-08-11 株式会社東芝 沸騰水型原子炉用燃料集合体
JPS63144290A (ja) * 1986-12-09 1988-06-16 株式会社東芝 原子炉燃料集合体
JPH05215878A (ja) * 1991-10-28 1993-08-27 General Electric Co <Ge> 沸騰水型原子炉の燃料束
JPH06331769A (ja) * 1993-05-20 1994-12-02 Hitachi Ltd 原子炉燃料集合体
JP2003294878A (ja) * 2002-04-03 2003-10-15 Yoshiaki Oka 燃料集合体
JP2006145414A (ja) * 2004-11-22 2006-06-08 Toshihisa Shirakawa スペーサ無し核燃料集合体
JP2007178176A (ja) * 2005-12-27 2007-07-12 Central Res Inst Of Electric Power Ind 核燃料集合体

Patent Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5250498A (en) * 1975-10-21 1977-04-22 Nippon Atom Ind Group Co Ltd Fuel assembly
JPS5899789A (ja) * 1981-12-09 1983-06-14 株式会社日立製作所 燃料集合体
JPS62182694A (ja) * 1986-02-06 1987-08-11 株式会社東芝 沸騰水型原子炉用燃料集合体
JPS63144290A (ja) * 1986-12-09 1988-06-16 株式会社東芝 原子炉燃料集合体
JPH05215878A (ja) * 1991-10-28 1993-08-27 General Electric Co <Ge> 沸騰水型原子炉の燃料束
JPH06331769A (ja) * 1993-05-20 1994-12-02 Hitachi Ltd 原子炉燃料集合体
JP2003294878A (ja) * 2002-04-03 2003-10-15 Yoshiaki Oka 燃料集合体
JP2006145414A (ja) * 2004-11-22 2006-06-08 Toshihisa Shirakawa スペーサ無し核燃料集合体
JP2007178176A (ja) * 2005-12-27 2007-07-12 Central Res Inst Of Electric Power Ind 核燃料集合体

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103117098A (zh) * 2013-02-04 2013-05-22 中国核动力研究设计院 一种适用于超临界水冷堆的方形燃料组件结构
CN103137219A (zh) * 2013-02-04 2013-06-05 中国核动力研究设计院 一种反应堆分层燃料组件
CN103137219B (zh) * 2013-02-04 2015-10-28 中国核动力研究设计院 一种反应堆分层燃料组件
CN110828006A (zh) * 2019-11-18 2020-02-21 中国核动力研究设计院 一种冷却剂交错流动式燃料组件及超临界水冷堆
CN110828006B (zh) * 2019-11-18 2021-08-24 中国核动力研究设计院 一种冷却剂交错流动式燃料组件及超临界水冷堆
CN110853773A (zh) * 2019-11-21 2020-02-28 中国核动力研究设计院 一种轴向倒换料金属冷却反应堆及管理方法
CN113674876A (zh) * 2021-07-20 2021-11-19 中国核动力研究设计院 一种含固体慢化剂金属冷却反应堆的堆芯布置及组件布置

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