JPH01107190A - 沸騰水型原子炉の燃料集合体 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 ［発明の目的］ （産業上の利用分！） 本発明は、沸騰水型原子炉の燃料集合体に関する。

（従来の技術） 第３図に沸騰水型原子炉に装荷される燃料集合体の縦断
面図を示す。燃料集合体は、四角部のチャンネルボック
ス１と、このチャンネルボックス１の内部に収納される
燃料バンドル２とから構成される。

この燃料バンドル２は、チャンネルボックス１の上下部
にはめこむ上部タイプレート３および下部タイプレート
４と、チャンネルボックス１内部に、軸方向に沿って間
隔を置いて通常７個設置されたスベーサラと、これらの
スペーサ５を貫通し上部タイブレート３、下部タイプレ
ート４に両端を固定された複数本の燃料棒６とから構成
される。

また、燃料棒６中には、ＵＯ２がら成る燃料ベレット７
が納められている。そして、スペーサ５は、燃料棒６を
正方格子状に整列支持する。また、上部タイブレート３
、下部タイプレート４には、冷却水通路用の孔が複数個
設けられている。

上記燃料合体では、通常の出力運転中は、サブクール度
の小さい冷却水が下部タイプレート４の孔から燃料棒６
間に流入し、燃料棒６間を下部から上方に流れるにつれ
、加熱され、沸騰し二相流となって１部タイプレート３
の孔から流出していく。燃料集合体出口におけるボイド
率（冷却水中蒸気が占める体積率）は７０％前後であり
、また、軸方向平均して４０％前後のボイド率となって
いる。

この時、集合体出力は第４図のグラフに示すようにボイ
ドの効眼により比較的軸方向に−様な分布となっている
。

一方、冷温停止時では、集合体出力がほとんどゼロの状
態で、サブクール度の大きな冷却水が流れるため、ボイ
ドが発生しない、このため、ボイドによる補償効果がな
くなることに加えて、水密度が高く中性子移動距離が短
いために、集合体出力は、第５図のグラフに示すように
極めて上方に大きなピークを有する分布になる。

上記燃料棒６は、通常運転時はもちろん、予想しうる運
転上の過渡状態、すなわち運転員の単一誤操作、または
機器の単一故障によって生ずる過渡状態においても５．
燃料ベレット７および核分裂生成物を被覆管の内部に完
全に保持するため、熱的損失限界から一定の余裕を持っ
て運転するように考慮されている。

燃料集合体の熱的損失限界は、第６図のグラフに示すバ
ーンアウト点Ｃと呼ばれ、沸騰曲線において核沸騰領域
Ｂ−Ｃから遷移沸騰領域Ｃ−Ｄに移行する時の熱流束が
限界熱流束と定義されている。

通常運転時の沸騰モードは核沸騰領域Ｂ−Ｃにある。こ
の領域は安定した状態であり、被覆管表面温度は、冷却
材の飽和温度付近で一定に保たれている。一方、バーン
アウト点Ｃを越えると、Ｅ−Ｆ領域に移り、被覆管表面
温度と冷却材飽和温度の差が増大し、不安定な沸騰状態
となる。このバーンアウト点は被覆管の破損に直接結び
つく限界点ではないが、高い温度で長時間運転すると被
覆材の劣化により燃料棒６の健全性が低下するため燃料
棒６としては通常運転時および過渡変化時においても許
容されない沸騰領域である。

（発明が解決しようとする問題点） 第７図は、上記説明の従来の燃料集合体の断面図を示す
もので、燃料棒６は、８×８の正方格子状に配列され、
チャンネルボックス１内の冷却材により冷却されている
。なお、同図において符号８は制御棒を示し、符号１０
はチャンネルボックス１に隣接した冷却材の流路を示し
、符号１１は中央部分の冷却材の流路を示している。

また、第８図および第９図のグラフは、それぞれ上記チ
ャンネルボックス１内の流路１０．１１について、冷却
材質量流星分布およびボイド率分布を示している。

チャンネルボックス１に隣接した流路１０では、非沸騰
領域Ｇではチャンネルボックス１の存在により、準擦損
失が大きいため、冷却材流量が次第に減少し、中央部分
の流路１１に比べ早く沸騰を開始する。各流路で沸騰が
始まる（沸騰領域Ｈ）と、蒸気は冷却材流速の大きい部
分を流れやずいという、いわゆるボイドドリフト現象に
より、流路１０に流れている蒸気は中央部の流路１１の
方へ移り、その反作用として飽和水が中央部の流路１１
から、流路１０に流れ込む、この結果、流路１０の冷却
材質量流量は増加するが、依然として中央部分の流路１
１より少ない。

このような流動状態において、スペーサなどが存在する
と、チャンネルボックス１に隣接した流路１０では、冷
却材５を量流産が小さいので、燃料液Ｆｉ！管からの冷
却材液膜が離脱しやすくなり、熱伝達が悪くなる結果バ
ーンアウトが起こり易くなる。

バーンアウトが発生ずる位置は、多くの場合、燃料集合
体上部であることが知られている。このとき、ボイドが
十分に発生しているため、二相流の流動様式は環状流と
なり、バーンアウトは液膜ドライアウトの生じる点で起
きる。環状流においては、スペーサ等の冷却材流路中に
介在する障害物の手前で生じる蒸気流れの渦が、熱的に
厳しい場合には液膜を１ｌｌｌｌｆｆｉさせ、ドライア
ウトを生じさせる可能性がある。

また、沸騰水型原子炉では、ボイド反応度フィードバッ
クが介在する安定性メカニズムを炉心安定性と称し、不
安定にならないよう設計上、および運用上留意している
が、高出力・低炉心流量域で、定常状態にある炉心に、
何らかの反応度外乱が加わった時に、通常負の反応度フ
ィードバックとして作用するボイド反応度フィードバッ
クが、燃料内で発生する熱から冷却材に接する燃料被覆
管表面熱流束に至るまでの熱伝達遅れが存在し、これが
はっ゛きりとしたピークを有するために、その半分の時
間領域に限り、位相的なズレが重ね合されてボイド変化
がみかけ上、正の出力フィードバックとして作用する領
域が存在して、不安定性が成長することがある。なお、
不安定性の成長は、ボイド反応度フィードバックによる
核熱結合の強さに依存し、これが弱い程、緩慢になり減
衰しやすくなる。

さらに、沸騰水型原子炉では、通常は起り得ないが仮想
事故として設計上想定され、安全余裕を確保するものに
制御棒落下事故がある。この事故は、冷温起動時におい
て最も厳しくなるが、その度合は制御棒落下に伴う投入
反応度増加速度特性に大きく依存し、さらにこの特性は
軸方向の中性子束分布に依存する。前述のように、冷温
起動時では、出力分布、すなわち中性子束分布が上方に
高いピークを有するようになっているため、制御棒落下
開始とともに即座に、しかも急速に反応度が投入される
ことになり、これが冷温起動時の制ｍｎ落下事象を叡し
くする一因でもあった。

本発明は、かかる従来の問題点に対してなされたもので
、集合体内を流れる冷却水の沸騰遷移発生確率の低減、
炉心安定性の向上および冷温時制御棒落下事象の緩和を
実現することのできる沸騰水型原子炉の燃料集合体を提
供しようとするものである。

［発明の構成］ （問題点を解決するための手段） すなわち、本発明は、筒状のチャンネルボックスと、燃
料ペレットを封入された複数本の燃料棒と、これらの燃
料棒を前記チャンネルボックス内に整列支持する複数の
スペーサとを備えた沸騰水型原子炉の燃料集合体におい
て、前記燃料棒のうち少なくとも外周燃料棒の一部を、
上部に位置するスペーサの下側に隣接する・部位に燃料
排除層を有する燃料棒としたことを特徴とする。

（作　用） 上記構成の本発明の沸騰水型原子炉の燃料集合体では、
環状流流動様式におけるドライアウトが、熱水力的に厳
しい領域内に設置されたスペーサの上流側に接する部分
の蒸気渦流による液膜剥離で主に生じること、および熱
水力的に厳しい燃料棒が集合体内の外周部に通常位置す
ることを考慮して、外周燃料棒の上部スペーサ上流側に
燃料排除層を配置し、液膜への熱伝達をなくすことによ
って、液膜の薄膜化防止によるドライアウト発生可能性
を低減する。また万一ドライアウトが発生しても低熱流
束であるため、燃料被覆管温度が急昇せず、被覆管脆化
の進展を回避することができる。

また、燃料排除層の軸方向長さを冷温時の熱中性子移動
距離により長く、高ボイド率時の高速中性子移ｇ＃距離
より十分短く設定し、同時に燃料排除層径方向厚さが軸
方向長さと同程度となるように、集合体内最外周燃料棒
から適当な内側燃料棒まで燃料排除層を有する燃料棒を
配置すれば、ボイドのない高水密度状態で中性子移動距
離が短いため、燃料排除層まわりの燃料が核的に分離し
、集合体の無限増倍率を大きく低下させる一方、窩ボイ
ド状態では中性子移動距離が長くなるために、燃料排除
層まわりの燃料が核的に結合して、無限増倍率の低下量
を小さくし、結果的にボイド反応度係数の絶対値を小さ
くする。これによって炉心安定性を向上させることがで
きる。

さらに、燃料排除層を上部に位置するスペーサの上流側
に隣接して設置するため、特に冷温時の集合体上部の無
限増倍率を減じるため、炉心内に集合体が装荷された場
合の過度な軸方向中性子束分布の上方ピークを是正し、
−様分布に近づけることを可能にする。これによって、
制御棒落下事故時の初期反応度投入速度の低減が実現で
き、事象の緩和に寄与する。

（実施例） 以下、本発明の詳測を図面に示す一実施例について説明
する。

第１図に示す燃料棒１２には、集合体内で軸方向に７ケ
所設置されているスペーサの中で最上部およびその下に
位置する２ケ所のスペーサの冷却水流れの上流側（下側
）に隣接して、軸方向長さ約５ｃｎ＋程度の燃料排除／
ｉ！１３が設けられている。

なお、この燃料排除層１３には、燃料排除層１３の上下
で接する２つの燃料ペレット７の一方で発生する高速中
性子が他方に直接制達しないように中性子弱吸収材が充
填されている。

そして、この実施例の沸騰水型原子炉の燃料集合体では
、第２図に示すように、チャンネルボックス１内の最外
周および最外周から一屑内側に上記燃料棒１２が配置さ
れており、他の内周部には、従来め燃料集合体と同様な
燃料棒６が配置されている。

上記構成のこの実施例の沸騰水型原子炉の燃料集合体で
は、熱水力的に厳しい条件下でドライアウトの生じる可
能性の最も高い最外周燃料棒およびこれらに隣接する一
屑内側の燃料棒のスペーサ入口部に燃料排除［１３を設
けたことにより、ドライアウト発生確率の低減と万一ド
ライアウトが生じた場合の被覆管焼損の防止を実現する
ことができる。

また、燃料排除層１３を有する燃料１２を通常出力の高
い部分に配置することによって集合体内出力密度の一様
化が図れるとともに、燃料排除層１３のまわりの領域の
核的結合度水密度依存性の影響によって、ボイド反応度
係数絶対値を減じることができ、炉心安定性を向上させ
ることができる。

さらに、燃料排除層１３を燃料棒上部を支持する２つの
スペーサ部に設置することにより、冷温時の軸方向中性
子束分布の一様化が図れ、制御棒落下事故時の初期反応
度投入速度の低減が実現でき、最も厳しいと想定されて
いる冷温時制御棒落下事象を緩和することができる。

なお、上記実施例では８×８格子の燃料集合体について
説明したが、本発明は、かかる実施例に限定されるもの
ではなく、他の格子体系の燃料集合体においても全く同
様にして適用することができる。また、燃料排除層１３
を有する燃料棒１２を、内偵１部にも配置したり、最外
周のみに配置する等して、ボイド反応度絶対値の低下率
を調整することも可能である。

［発明の効果］ 以上述べたように、本発明の沸騰水型原子炉の燃料集合
体によれば、熱水力的に厳しい過渡条件下におけるドラ
イアウト発生確率の低減、ドライアウト発生後の燃料被
？！管焼損防止が図れるとともに、炉心安定性の向上、
冷温時制御棒落下事象の緩和を図ることができ、燃料集
合体健全性の向上、原子炉運転範囲の拡大、安全性の向
上等に寄与することができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例の沸騰水型原子炉の燃料集合
体に用いる燃料棒を示す一部切り欠き斜視図、第２図は
本発明の一実施例の沸騰水型原子炉の燃料集合体を示す
横断面図、第３図は沸騰水型原子炉の燃料集合体を示す
縦断面図、第４図は出力運転中の集合体出力分布を示す
グラフ、第５図は冷温時の集合体出力分布を示すグラフ
、第６図は表面熱流束と、被覆管表面温度と冷却材温度
の差との関係を示すグラフ、第７図は第３図に示す沸騰
水型原子炉の燃料集合体のｆ！断面図、第８図はチャン
ネルボックスに１１１１！接した流路と中央部分の流路
における冷却材質量流星の違いを示すグラフ、第９図は
チャンネルボックスに隣接した流路と中央部分の流路に
おけるボイド率の違いを示すグラフである。 １・・・・・・・・・・・・チャンネルボックス６・・
・・・・・・・・・・通常の燃料棒７・・・・・・・・
・・・・燃料ベレット１２・・・・・・・・・燃料排除
層を有する燃料棒１３・・・・・・・・・燃料排除層 出願人　　　　　　日本原子力事業株式会社出願人　　
　　　　株式会社　東芝 代理人　弁理士　　須　山　佐　− 第１図 出力 出　　力 波層管表面温度の冷却オス温度と差 第６図 璽 −１恥ｐ（ｎｌｊ’柑把ぼ♀園　　　　　５服

Claims (3)

【特許請求の範囲】
1. （１）筒状のチャンネルボックスと、燃料ペレットを封
   入された複数本の燃料棒と、これらの燃料棒を前記チャ
   ンネルボックス内に整列支持する複数のスペーサとを備
   えた沸騰水型原子炉の燃料集合体において、前記燃料棒
   のうち少なくとも外周燃料棒の一部を、上部に位置する
   スペーサの下側に隣接する部位に燃料排除層を有する燃
   料棒としたことを特徴とする沸騰水型原子炉の燃料集合
   体。
2. （２）前記燃料排除層には、中性子弱吸収材が配置され
   ていることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の沸
   騰水型原子炉の燃料集合体。
3. （３）前記燃料排除層の軸方向長さは、冷温時の熱中性
   子移動距離より長く、高ボイド率時の高速中性子移動距
   離より短くされていることを特徴とする特許請求の範囲
   第１項記載の沸騰水型原子炉の燃料集合体。