JPH07101237B2 - 燃料集合体及び原子炉 - Google Patents
燃料集合体及び原子炉Info
- Publication number
- JPH07101237B2 JPH07101237B2 JP1116771A JP11677189A JPH07101237B2 JP H07101237 B2 JPH07101237 B2 JP H07101237B2 JP 1116771 A JP1116771 A JP 1116771A JP 11677189 A JP11677189 A JP 11677189A JP H07101237 B2 JPH07101237 B2 JP H07101237B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- region
- fuel assembly
- core
- enriched uranium
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired - Lifetime
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/326—Bundles 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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/326—Bundles 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
- G21C3/3262—Enrichment distribution in zones
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
体及び、この燃料集合体を装荷した原子炉に関する。
及び原子炉を提供することにある。
の長期化による設備利用率向上に対応しつつ燃料の高燃
焼度化による燃料サイクル費を低減させることが効果的
である。
度を上げる方法が考えられるが、中性子スペクトルの硬
化が生じ炉心特性上以下のような現象が生じる。すなわ
ち、中性子スペクトルが硬化すると、(1)ボイド係数
絶対値の増加、(2)冷温時の炉心反応度の増加、
(3)ガドリニア等の可燃性毒物の反応度制御能力の低
下、等が生じる。これにより、熱的余裕、炉停止余裕が
減少する恐れがある。
場合、燃料当りに必要な天然ウラン費、濃縮費等が増加
するため、高燃焼度化により燃料サイクル費の低減幅が
小さくなる。
低い濃縮度で目標とする高燃焼度を達成することができ
る高経済型燃焼度燃料を提供するものである。
力ピーキングの活用、(2)ガドリニア残留量の低減、
(3)水対ウラン比の改善、を採用する。
集合体の中性束の分布に着目して中性子束の高い領域の
U−235の量を高め、反対に中性子束の低い領域のU−2
35の量を低くするようなU−235の分布とすることで熱
中性子利用率を高めるものである。これにより出力ピー
キングは増加する一方、炉心の反応度が向上すると言う
原理に基づいている。
率が高く中性子スペクトルが硬い炉心上部でガドリニア
の燃焼が遅いため、あらかじめ、これらの領域ではガド
リニアの濃度を低くしておき、ガドリニアの燃え残りに
よる反応度損失を極力小さくすることである。
とにより熱中性子利用率を高め反応度を高めるものであ
る。これらの手段を用いることで最小限の濃縮度増加で
高燃焼度化を達成することができる。
発明の燃料集合体ではウォータロッドは集合体中央部に
あって燃料棒4本分の領域を占める大口径のものであ
り、ウォータロッド内には沸騰しない水が流れるように
してある。従来燃料集合体の断面形状の例を第18図に示
すが、本発明のウォータロッドの断面積は従来燃料のウ
ォータロッドの断面積の約3倍に増えている。
料より大きくなるため中性子スペクトルがソフト化し、
濃縮度の増加によって生ずる。
応度の増加、(3)ガドリニア等の可燃性毒物の反応度
制御能力の低下の効果を打消し、熱的余裕、炉停止余裕
の特性悪化を解決することができる。また同時に、水対
燃料比が従来より増加しているため燃料の反応度を向上
させることができる。
そこで燃料の上下端を天然ウランを配置し、燃料中央部
の濃縮度を増加させる。これにより、炉心上下方向への
中性子漏洩量を減少させると共に、熱中性子利用率を高
めることができる。これにより炉心の反応度を向上させ
ることができる。
第15図に示す。天然ウラン部のノード数を増加させれば
燃料経済性は向上するが、それに伴って軸方向ピーキン
グも増加する。本発明では径方向及び局所ピーキングと
の組合せで線出力密度の運転制限値を満足する軸方向ピ
ーキングとなること、また(1/1)から(2/1)とする場
合の経済性向上率が飽和する傾向があることから、上下
端各1ノードを天然ウランとしている。
は断面平均濃縮度について下部、中央部、上部の3領域
を設け、中央部の断面平均濃縮度を他より高くしてい
る。
を高めることによって燃料の軸方向の出力分布を平坦化
し、高燃焼度化による燃料集合体間の出力のミスマッチ
が増加することによるピーキングの増加を緩和し、さら
に得られる出力ピーキングの余裕を他の経済性向上のた
めのピーキングに活用している。この燃料集合体の軸方
向の出力分布平坦化の事例は、特公昭58-29878号公報に
示されている。
のである。すなわち、炉停止余裕が最小となる冷温時に
おいて、中性子束は軸方向上部で高くなるが、この領域
の濃縮度を下げることで、炉心の反応度を下げ炉停止余
裕を改善することができる。
プの存在のためにチャンネルに面した領域で高くなる傾
向にある。本発明の燃料集合体ではチャンネルに面した
燃料棒の濃縮度を高めることによって中性子利用率を高
め集合体反応度を高めている。
めに一部の燃料棒に可燃性毒物を混入させる。
棒の可燃性毒物の分布を集合体軸方向について4または
5領域とする。すなわち、同燃料棒の上下端は前記
(2)軸方向濃縮度分布、で述べたように天然ウランが
装荷されているが、この部分には可燃性毒物を混入させ
ない。この領域を除く部分については、上部、中央部、
下部の3領域とし、可燃性毒物の濃度をそれぞれ低濃
度、中濃度、高濃度とする。上下端の天然ウラン部で
は、中性子の漏れのため出力が低い。したがって、この
領域で可燃性毒物を混入させない本発明の燃料集合体で
は、可燃性毒物の上下端での燃え残りによる反応度損失
を減らすことができる。
硬いためガドリニアの燃焼が遅い。本発明の燃料集合体
では、この領域で可燃性毒物の濃度を低くしているの
で、上端での燃え残りによる反応度損失を減らすことが
できる。第16図に可燃性毒物の低濃度の領域の長さと経
済性向上率の関係を示す。低濃度の領域の長さを増加さ
せれば、経済性は向上するが徐々に飽和し3ノード程度
以上では経済性向上率の増加が小さい。本発明の燃料集
合体では3〜5ノードを低濃度としている。
央部に対して下部の濃度を高くし、軸方向出力分布の平
坦化を図っている。これにより高燃焼度化により燃料集
合体間の出力ミスマッチが増加することによるピーキン
グの増加を緩和し、さらに得られる出力ピーキングの余
裕を他の経済性向上のためのピーキングに活用してい
る。可燃性毒物の分布による軸方向の出力分布の平坦化
に当っては、特公昭58-23913号公報に示すように、燃料
集合体下部の可燃性毒物の量を上部より増やす分布を採
用することができる。
物の軸方向分布は5領域となる。
場合がある。これにより、炉停止余裕が最小となる冷温
時において、中性子束が高くなる炉心上部での燃料集合
体の反応度を下げることで炉停止余裕を改善することが
できる。この場可燃性毒物入り燃料棒の可燃性毒物の軸
方向分布は4領域となる。
を混入した燃料棒を設ける場合がある。これにより、燃
料経済性の向上を図ることができる。この燃料棒により
サイクル初期からサイクル中期にかけて燃料下部の反応
度が同上部に比べて相対的に高くなっている。このため
サイクル初期からサイクル中期にかけて軸方向出力分布
が下方ピークとなり、炉心の平均ボイド率が高くなる。
これにより、中性子スペクトルが硬くなりPnの蓄積をは
かることができ炉心反応度を増加することができる。ま
た、サイクル末期では可燃性毒物が燃えつきること、ま
たサイクル初期からサイクル中期まで下部の燃焼が進む
こと及び前記の濃縮度分布が下部に比べて上部を高くし
ていることから炉心軸方向分布が上部ピークとなる。こ
れにより炉心平均ボイド率が低くなり炉心反応度を増加
させることができる。また、この燃料棒の効果により冷
温時における炉心反応度を下げることができるので炉停
止余裕を改善することができる。
び可燃性毒物入り燃料棒の可燃性毒物の分布を第13a、
b、c、d図に示す。これらの図中(i)は「集合体断
面平均濃縮度分布」を、(ii)および(iii)は「可燃
性毒物入り燃料棒の可燃性毒物の分布」を示している。
て、本発明では集合体同様高経済型とすると共に、定検
期間の低減等により原子力発電所の設備利用率の向上が
図られるように工夫している。
度の進んだ燃料を装荷し、炉心中央部には新燃料と比較
的燃焼度の若い燃料を装荷する。
を多くすることができるので、炉心外への中性子のもれ
を低減できることと相まって炉心反応度を増加させるこ
とができる。第17図に燃料装荷法による出力ピーキング
と燃料経済性の関係を示す。
物混入量が異なる2種類の前記で説明した燃料集合体か
ら成り、このうち新燃料については炉心周辺部に可燃性
毒物混入量が少ない燃料を炉心中央部に可燃性毒物混入
量が多い燃料を装荷する。炉心周辺部は炉心中央部に比
べ比較的出力が小さいため可燃性毒物の燃焼が遅い。し
たがって、本発明の新燃料の装荷方法による原子炉であ
れば、サイクル末期での可燃性毒物の燃え残りを少なく
することができ、炉心反応度を向上させることができ
る。
用意しておき、それらの可燃性毒物が燃えつきるまでの
反応度差を利用して、新燃料として装荷する際にその体
数割合を変えることにより、炉心の反応度の調整を行な
うことができる。これにより運転期間等の変動による炉
心反応度の調整を容易に行なうことができる。
るいわゆる余剰反応度を適切に調整することができる。
運転中使用する制御棒の数を最小限にとどめることがで
き、制御棒取替本数が少なくてすむ。
化装荷法 本発明の原子炉では、運転時に挿入する制御棒に隣接す
る燃料を燃料度の進んだ燃料とする(これをコントロー
ルセルと言う。)。
し、替わりに新しい燃料を装荷する。この際、再使用す
る燃料の移動を同時に行なっている(これを燃料シャッ
フリングと言う。)。本発明の原子炉では、再使用する
燃料について、コントロールセル及び炉心最外周への燃
料の移動以外は基本的に行なわない。これにより定検時
の燃料シャッフリングに要する期間が減少するので、定
検期間の短縮を図ることができる。
基づいて以下に説明する。本実施例の燃料集合体18は、
燃料棒19及びチャンネルボックス20、ウォータロッド10
及び図示されていないが、下部タイプレート、上部タイ
プレート及びスペーサからなっている。燃料棒19及びウ
ォータロッド10の上下端部は、下部タイプレート及び上
部タイプレートにて保持される。スペーサは、燃料棒19
の軸方向に幾つか配置され、燃料棒19及びウォータロッ
ド相互間の間隙を適切な状態に保持している。チャンネ
ルボックス20は、上部タイプレートに取付けられ、スペ
ーサで保持された燃料棒19の束の外周を取り囲んでい
る。チャンネルファスナが、上部タイプレートに取付け
られる。21は、制御棒である。
にて両端を密封された被覆管内に多数の燃料ペレットを
装荷したものである。燃料ペレットは、燃料物質である
UO2にて構成され、核分裂性物質であるU235を含んでい
る。スプリングが被覆管内のガスプレナム内に配置さ
れ、燃料ペレットを下方に押圧している。
が、燃料物質を装荷せず、図示されていないが被覆管の
上部及び下部の側面に孔を設け内部を沸騰しない冷却材
が通過するようになっている。
御棒21が挿入される。この炉心には、挿入される制御棒
に面する燃料集合体の側壁側に形成された水ギャップの
幅がその反対側にあって制御棒に面しない燃料集合体の
側壁側に形成された水ギャップの幅よりも広くなってい
る炉心(D格子炉心)と、制御棒に面する燃料集合体の
側壁側に形成された水ギャップの幅が、その反対側にあ
って制御棒に面しない燃料集合体の側壁側に形成された
水ギャップの幅と等しい炉心(C格子炉心)とがある。
料集合体である。燃料集合体18を構成する燃料棒19は、
第2図に示すように燃料棒11〜17の7種類のものがあ
る。これらの燃料棒11〜17が、第1図のようにチャンネ
ルボックス20内で燃料集合体横断面に配置されている。
本実施例でのウォータロッドは、第1図のように燃料棒
19の4本の領域を占領するように大口径のものとし、集
合体中央に位置している。これにより水対燃料比が従来
燃料より大きくなり、高燃焼度化による炉心特性の悪化
を解決し、同時に反応度の向上をはかっている。
ランからなる燃料ペレットを充填した領域(天然ウラン
ブランケット領域)が形成される。各天然ウランブラン
ケットは、燃料物質充填領域の下端及び上端から、それ
ぞれ燃料物質充填領域の軸方向長さ(以下、燃料有効長
Hという)の1/24の位置までを占めている。本実施例の
天然ウランブランケットの軸方向長さは、第15図に示す
ように燃料経済性の改善度合いの大きい燃料有効長Hの
1/24とする。燃料物質充填領域は、燃料ペレットを充填
している領域を意味する。各燃料棒の燃料物質充填領域
の軸方向の長さは等しい。
料有効長Hの1/24〜23/24の範囲は、濃縮ウランが充填
されている濃縮ウラン領域である。第2図に示すよう
に、燃料棒11,13,16及び17は、濃縮ウラン領域が軸方向
において一様な濃縮度になっており、燃料棒12,14及び1
5は濃縮ウラン領域が軸方向の濃縮度の異なる三つの領
域を有している。各燃料棒の濃縮ウラン領域の濃縮度
は、燃料棒11で4.3重量%、燃料棒13,16及び17で3.3重
量%になっている。燃料棒12は、濃縮ウラン領域におい
て、燃料物質充填領域の下端を基点として、燃料有効長
Hの1/24〜10/24の範囲の濃縮度が3,3重量%、燃料有効
長Hの10/24〜20/24の範囲の濃縮度が3.8重量%及び燃
料有効長Hの20/24〜23/24の範囲の濃縮度が3.3重量%
である。燃料棒14は、同様に2.9、3.3、2.9重量%、燃
料棒15は、同様に2.1、2.5、2.1重量%である。燃料棒1
6は、濃縮ウラン領域の燃料ペレット内に可燃性毒物で
あるガドリニアを含有している。濃縮ウラン領域の軸方
向におけるガドリニア濃度は、燃料物質充填領域の下端
を基点として、燃料有効長Hの1/24〜10/24の範囲で、
5.0重量%及び燃料有効長Hの10/24〜20/24の範囲で、
4.0重量%、20/24〜23/24の範囲で、3.0重量%である。
燃料棒17は、燃料物質充填領域の下端を基点として、燃
料有効長Hの1/24〜20/24の範囲で、4.0重量%及び燃料
有効長Hの20/24〜23/24の範囲で、3/0重量%である。
燃料棒11〜15は、ガドリニアを含有していない。
の如く配置することによって、燃料集合体18の軸方向に
おける各部の断面平均濃縮度分布は以下のようになる。
燃料集合体の燃料物質充填領域の下端を基点として、燃
料有効長Hの1/24〜10/24の範囲(濃縮ウラン領域の最
上部領域)の平均濃縮度は3.44重量%、燃料有効長Hの
10/24〜20/24の範囲(濃縮ウラン領域の中央部領域)の
平均濃縮度は3.64重量%及び燃料有効長Hの20/24〜23/
24の範囲(濃縮ウラン領域の最下部領域)の平均濃縮度
は3.44重量%である。
成される天然ウランブランケット領域は0.71重量%のU
235を含有している。
域の断面平均濃縮度を低くして濃縮ウラン領域の中央部
領域の断面平均濃度を高くし、それらの領域の間で約0.
2重量%の平均濃縮度差をつけている。
いために、炉心上部で中性子減速材である水の密度が低
下する。このため、軸方向の濃縮度分布が一様な燃料集
合体を炉心内に装荷した場合、燃料集合体下部に出力ピ
ークが生ずる下歪の出力分布となる傾向がある。従っ
て、前述のように、燃料集合体下部の濃縮度よりも燃料
集合体上部の濃縮度を高くすることによって、燃料集合
体の軸方向の出力分布を平坦化できる。本実施例の燃料
集合体18における前述のような中央部領域と最下部領域
との平均濃縮度の差の約0.2重量%及び中央部領域と最
下部領域との位置(燃料物質充填領域下端から燃料有効
長Hの10/24の位置)は、軸方向出力分布平坦化の効果
が最大となるよう選んだものである。
ガドリニアの平均重量%は、最下部領域を高くして、中
央部領域を低くし、それらの領域の間で約0.5重量%の
差をつけている。前記の様にBWRでは炉心上端に行くに
従って蒸気泡(ボイド)が多いために炉心上部で中性子
減速材である水の密度が低く、炉心下部で水の密度が高
い。このため軸方向のガドリニア平均重量%を同一とす
ると、炉心下部で中性子スペクトルが上部に比べやわら
かいことからガドリニアの燃焼が早く進む。これにより
ガドリニアの燃焼が進む際の炉心下部の反応度の上昇速
度が早くなるため軸方向の出力分布が下部ピークとなり
易くなる。本発明ではこれを適切に制御するため、最下
部領域の濃度を大きくしている。濃度差0.5重量%は軸
方向出力分布の平坦化の効果が最適となるように選んだ
ものである。本発明の実施例では、ガドリニア入り燃料
棒が2種類あるが、これは燃料製造上の配慮からであ
り、同一燃料棒内でガドリニアの濃度の差を約1重量%
以上とするために設けたものである。このような選択に
よって得られた軸方向の濃縮度分布及びガドリニア濃度
分布によって生じる燃料集合体18の出力ピーキングの余
裕は、約15%〜20%となる。燃料集合体18は、その出力
ピーキングの余裕を、高燃焼度化によるピーキングの増
加の緩和及び前述に示すように反応度利得に振向けて燃
料経済性を向上させている。
効長Hの20/24〜23/24の範囲)を有している。この最上
部領域の断面平均濃縮度は、濃縮ウラン領域の最下部領
域(燃料有効長Hの1/24〜10/24の範囲)の断面平均濃
縮度と同一である。濃縮ウラン領域の最上部領域は、断
面平均濃縮度が低くてしかも燃料棒16及び17の可燃性毒
物の低濃度領域に対応しており、炉停止余裕の減少を補
償している。濃縮ウラン領域の最上部領域の軸方向長さ
(燃料有効長Hの3/24)は、後述の可燃性毒物減少によ
る経済的効果が最大となるよう決定したものである。
いる。このような燃料集合体18は、燃料棒16及び17の濃
縮ウラン領域の上端部における軸方向単位長さ当たりの
ガドリニア含有量を、それよりも下方の領域における軸
方向単位長さ当たりのガドリニア含有量よりも少なくし
ているので、第16図に示すように燃料経済性が向上す
る。第16図で本実施例と示した点が、燃料集合体18のガ
ドリニア低濃度による燃料経済性の改善効果である。
濃縮度の領域を有する燃料棒12を、燃料集合体横断面の
最外周に配置している。このため、燃料集合体18は、前
述の1−(3)項に示す反応度利得を得ることができ
る。
きる。燃料集合体18は、原子炉の安全余裕を十分確保し
つつ、可能な限り低い濃縮度で目標とする高燃焼度を達
成することができる。これによって、燃料サイクルに要
する費用を著しく低減できる。さらに、使用済燃料集合
体の発生量も著しく低減できる。
4図に基づいて説明する。本実施例の燃料集合体22は、
燃料集合体18とほとんど同じ構成であり、燃料集合体18
と同じくC格子炉心に装荷される燃料集合体である。第
5図に示す燃料棒11〜15は、第2図の燃料棒と同じもの
である。燃料棒16が第2図に示す実施例と異なってい
る。すなわち燃料棒16の軸方向の濃縮度分布及びガドリ
ニア濃度分布は、前述の実施例のそれと同じであるが、
燃料棒16の本数が前述の実施例と異なっている。
得ることができる。
集合体を、第5図及び第6図に基づいて説明する。本実
施例の燃料集合体40は、第6図に示す9種類の燃料棒を
第5図の如く燃料集合体横断面に配置したものである。
燃料棒31〜39は、燃料物質充填領域の上下端部、すなわ
ち第2図に示す各燃料棒と同じ軸方向の位置に天然ウラ
ンブランケットをそれぞれ有している。燃料棒31,33,35
〜39は、燃料物質充填領域の下端を基点として、燃料有
効長Hの1/24〜23/24の範囲の濃縮ウラン領域の濃縮度
が第6図に示すように4.6重量%、3.2重量%、2.8重量
%、2.4重量%、1.9重量%、3.7重量%及び3.7重量%で
ある。これらの燃料棒の濃縮ウラン領域の濃縮度は軸方
向に一様である。燃料棒32及び34の濃縮ウラン領域は、
燃料棒12と同じように濃縮度が異なる三領域にわかれて
いる。すなわち、燃料物質充填領域の下端を基点とし
て、燃料有効長Hの1/24〜10/24の範囲(濃縮ウラン領
域の最下部領域)及び燃料有効長Hの20/24〜23/24の範
囲(濃縮ウラン領域の最上部領域)の濃縮度は、燃料棒
32で4/1重量%、燃料棒34で2.8重量%である。また、燃
料物質充填領域の下端から燃料有効長Hの10/24〜20/24
の範囲(濃縮ウラン領域の中央部領域)の濃縮度は、燃
料棒32,34でそれぞれ4.6重量%、3.2重量%である。
部領域の各平均濃縮度は3.63重量%、及びその濃縮ウラ
ン領域における中央部領域の平均濃縮度は3.83重量%で
ある。
と同じである。燃料棒39の軸方向のガドリニアの濃度分
布は、燃料棒17と同じである。
効果を得ることができる。
適用される燃料集合体である。燃料集合体50は、第8図
に示す10種類の燃料棒を第7図の如く配置することによ
って構成される。第8図の燃料棒41は濃縮ウラン領域の
濃縮度が3.7重量%である。燃料集合体50の濃縮ウラン
の軸方向における平均濃縮度の分布は、第8図に示すよ
うに燃料集合体40のそれと同一であるが、燃料棒38の本
数が異なっている。
ができる。
に示す軸方向4領域の可燃性毒物分布の実施例である。
燃料集合体52は、第10図に示す6種類の燃料棒を第9図
の如く配置したものである。燃料棒51は、ガドリニア分
布を除いて燃料棒16と同じである。すなわち、燃料棒51
は、燃料物質充填領域の下端から燃料有効長Hの1/24〜
20/24の範囲の領域を、ガドリニア濃度を4.5重量%とし
て、一様分布としている。
できる。さらに燃料集合体52は、上記のガドリニア濃度
分布を有しているので、1−(4)項で説明したように
冷温時において中性子束が高くなる炉心上部での燃料集
合体の反応度を下げるので、炉停止余裕を改善すること
ができる。
示す可燃性毒物分布のもう一つの実施例である。燃料集
合体54は、第12図に示す7種類の燃料棒を第11図の如く
配置したものである。燃料棒53はガドリニア分布を除い
て燃料棒16と同じである。すなわち、燃料棒53は、燃料
物質充填領域の下端から燃料有効長Hの10/24〜23/24の
範囲の領域ガドリニア濃度3.0重量%としている。
できる。さらに燃料集合体54は上記のガドリニア濃度分
布を有しているので、1−(4)項で説明したように、
燃料の反応度が向上するので、燃料経済性が向上すると
共に、冷温時において中性子束が高くなる炉心上部での
燃料集合体の反応度を下るので、炉停止余裕を改善する
ことができる。
3.0重量%としているが、ガドリニア濃度3.0重量%の領
域を10/24〜23/24の一部としても燃料集合体54と同じ効
果を得ることができる。
る。本実施例の沸騰水型原子炉は、第14図に示す炉心60
を有している。炉心60は、C格子炉心である。第14図
は、炉心60の横断面の1/4を示している。第14図におい
て、正方形の一つの升目は一体の燃料集合体を示してい
る。前述の正方形の升目内に記入してある1〜4の番号
は、該当する燃料集合体のBWR炉心内における滞在期間
を示している。すなわち、1はBWRの運転サイクルが1
サイクル目である燃料集合体を、2はBWRの運転サイク
ルが2サイクル目である燃料集合体を、以下、3は3サ
イクル目の燃料集合体及び4は4サイクル目の燃料集合
体をそれぞれ示している。BWRの運転サイクルは、BWRの
起動から運転停止までの所定の期間をいう。サイクル数
が多くなる燃料集合体程、燃料度が高くなる。
は、新燃料集合体であり、ガドリニアを含有している燃
料棒の本数が少ない燃料集合体22を用いている(D格子
炉心では燃料集合体50)。燃料集合体64(の番号が付
された升目の燃料集合体)は、新燃料集合体であり、燃
料集合体61よりガドリニアを含有している燃料棒の本数
が多い燃料集合体18を用いている(D格子炉心では燃料
集合体40)。炉心60の外周部では、燃料集合体61及び64
のうち燃料集合体61が多く装荷され、炉心60の中央部で
は前述の二種類の燃料集合体のうち燃料集合体64が多く
装荷されている、燃料集合体62は、原子炉出力調整用の
制御棒が挿入されるコントロールセルを構成する燃料集
合体である。コントロールセルは、BWRの運転中におい
て原子炉出力及び反応度調整用の制御棒の操作を容易に
するために設けられている。燃料集合体62及び燃料集合
体63(の番号が付された升目の燃料集合体)は、3サ
イクル以上の運転サイクルを経験した高燃焼度の燃料集
合体である。炉心60内の2及び3サイクル目の燃料集合
体は、燃料集合体61及び64の燃焼期間が経過したもので
あり、ガドリニアはほぼ消失している。
炉心60の半径方向で最外周部に装荷されている。U−23
5の含有量が多い燃料集合体61及び64は、炉心60の中央
部に装荷されている。このような構成の炉心60は、2−
(2)項に示す反応度利得を得ることができる。第17図
は、炉心60の最外周部における燃料集合体63の装荷量と
燃料経済性の改善効果との関係を示したものである。す
なわち、第17図は、4サイクル目の燃料集合体63を炉心
60内に均一に装荷したケースaを基準にして、燃料集合
体63を炉心60の最外周に一周だけ装荷したケースb及び
燃料集合体63を炉心60の最外周に二周だけ装荷したケー
スcについて燃料経済性の改善度合いを示したものであ
る。炉心60の最外周に装荷した燃料集合体63の列の数を
多くすると、それに伴って出力ピーキングの増加率が増
加する。しかし、燃料経済性の改善度合いは、炉心60の
最外周に燃料集合体63を一周以上装荷してもほとんど変
らない。従って、本実施例では、ケースbのように炉心
60の最外周に燃料集合体63を一周装荷した。
含有している燃料棒の本数の少ない燃料集合体61を燃料
棒の本数の多い燃料集合体64に比べて多く配置している
ので、2−(2)項に示す効果を得ることができる。す
なわち、BWRの運転期間の融通性が増すとともに反応度
利得を得る。
ッフリングを行わないノーシャッフリング領域とする。
炉心60の最外周及びコントロールセルに配置されていた
燃料集合体63及び62は、4サイクルの運転期間を経過し
た後、炉心60から取出される。3サイクルの運転期間を
経過した燃料集合体は、炉心60から取出されて燃料集合
体62及び63として、コントロールセル及び炉心60の最外
周に装荷される。炉心60から燃焼が進んで取出された3
サイクル経過の燃料集合体の位置に未照射の新燃料集合
体(燃料集合体18及び22)を装荷する。従って、燃料集
合体のシャッフリングを最少にできるため、燃料交換に
要する時間を短縮でき、BWRのプラントの設備利用率向
上に寄与する。燃料シャッフリングが定検工程上のクリ
ティカルパスとならない場合は、当然、燃料シャッフリ
ングによる半径方向出力分布平坦化等のメリットを利用
可能である。
のエネルギーを取出することが可能である。さらに、使
用済燃料集合体の発生量が減少し、再処理量が低減す
る。
消すると共に、出力ピーキングの余裕を燃料経済性の向
上に利用でき、取出しエネルギーを著しく増大できる。
燃料集合体の横断面、第2図は第1図に示す燃料集合体
を構成する燃料棒の濃縮度及びガドリニア分布を示す説
明図、第3図、第5図、第7図、第9図及び第11図は本
発明の他の実施例である燃料集合体の横断画面、第4図
は第3図の燃料集合体を構成する燃料棒の、第6図は第
5図の燃料集合体を構成する燃料棒の、第8図は第7図
の燃料集合体を構成する燃料棒の、第10図は第9図の燃
料集合体を構成する燃料棒の、及び第12図は第11図の燃
料集合体を構成する燃料棒のそれぞれ濃縮度及びガドリ
ニア分布を示す説明図、第13a,b,cおよびd図は本発明
の燃料集合体の濃縮度及びガドリニア分布の概念を示す
説明図であり、(i)は集合体断面平均濃縮度分布を、
(ii)および(iii)は可燃性毒物入り燃料棒の可燃性
毒物の分布を示し、第14図は本発明の好適な一実施例で
あるBWRに用いた炉心の1/4横断面図、第15図は天然ウラ
ンブランケットの軸方向長さに対する出力ピークの増加
率と燃料経済性改善効果との関係を示す特性図、第16図
は低ガドリニア濃度領域の軸方向長さと燃料経済性改善
効果との関係を示す特性図、第17図は炉心最外周の高燃
焼度燃料集合体の配列と燃料経済性改善効果との関係を
示す特性図、第18図は従来の燃料集合体の一例を示す断
面図である。 18,22,40,50,52,54……燃料集合体、19……燃料棒、10
……ウォータロッド、20……チャンネルボックス、21…
…制御棒、60……炉心。
Claims (9)
- 【請求項1】内部に燃料物質が充填された複数の燃料棒
を有する燃料集合体において、チャンネル内に設置した
ウォータロッドは燃料棒複数本分の領域を占める径のも
のであり、ウォータロッド内には沸騰しない水が流れる
ようにし、上端部及び下端部の少なくとも一方に設置さ
れた天然ウラン領域と、燃料集合体横断面における平均
濃縮度の異なる最上部、中央部及び最下部の3つの領域
を有する濃縮ウラン領域とが軸方向に配置された燃料物
質充填領域を有し、前記最上部及び最下部領域の燃料集
合体横断面での平均濃縮度が、前記中央部領域のそれよ
りも小さく、前記濃縮ウラン領域は軸方向単位長さ当り
の可燃性毒物の含有量が異なる二以上の領域を有し、前
記最上部領域における軸方向単位長さ当りの前記可燃性
毒物の含有量が、前記濃縮ウラン領域の他の領域におけ
る軸方向単位長さ当りの前記可燃性毒物の含有量よりも
少なくなっているとともに前記チャネル内には前記濃縮
ウラン領域の前記最上部領域及び中央部領域の全部また
は一部にのみ前記可燃性毒物を含有する燃料棒が1本以
上配設されていることを特徴とする燃料集合体。 - 【請求項2】前記濃縮ウラン領域の前記最下部領域にお
ける軸方向単位長さ当りの前記可燃性毒物の含有量が中
央部領域における軸方向単位長さ当りの前記可燃性毒物
の含有量よりも大きくなっていることを特徴とする特許
請求の範囲第1項記載の燃料集合体。 - 【請求項3】前記濃縮ウラン部領域の前記最上部及び最
下部における燃料集合体横断面の平均濃縮度が実質的に
同一である特許請求範囲第1項乃至第2項のいずれか一
項に記載の燃料集合体。 - 【請求項4】前記天然ウラン領域の軸方向の長さが前記
燃料物質充填領域の軸方向の長さの1/24〜1/12の範囲で
ある特許請求の範囲第1項乃至第3項のいずれか一項に
記載の燃料集合体。 - 【請求項5】前記濃縮ウラン部領域の最上部領域の軸方
向における長さを、前記燃料物質充填領域の軸方向にお
ける長さの3/24〜5/24の範囲にした特許請求の範囲第1
項乃至第4項のいずれか一項に記載の燃料集合体。 - 【請求項6】前記濃縮ウラン部領域の前記最下部領域と
前記中央部領域との境界の位置を、前記燃料物質充填領
域の下端から前記燃料物質領域の軸方向における長さの
1/3〜7/12の範囲に配置した特許請求の範囲第1項乃至
第5項のいずれか一項に記載の燃料集合体。 - 【請求項7】燃料集合体の平均濃縮度よりも高い濃縮度
の領域を有する前記燃料棒を、燃料集合体横断面におい
て最外周に配置した特許請求の範囲第1項乃至第6項の
いずれか一項に記載の燃料集合体。 - 【請求項8】内部に燃料物質が充填された複数の燃料棒
を有するとともに可燃性毒物を含有する第1燃料集合体
と、内部に燃料物質が充填された複数の燃料棒を有する
とともに前記第1燃料集合体よりも少ない量の可燃性毒
物を含有する第2燃料集合体とが装荷されている炉心を
有し、前記炉心の外周部では前記第1及び第2燃料集合
体のうち前記第2燃料集合体が多く配置され、前記炉心
の中央部では前記第1及び第2燃料集合体のうち前記第
1燃料集合体が多く配置されてなり、前記第1及び第2
燃料集合体は、チャンネル内に配置したウォータロッド
は燃料棒4本分の領域を占める大口径のものであり上端
部及び下端部の少なくとも一方に設置された天然ウラン
領域と、燃料集合体横断面における平均濃縮度の異なる
最上部、中央部及び最下部の三つの領域を有する濃縮ウ
ラン領域とが軸方向に配置された燃料物質充填領域を有
し、前記最上部及び最下部領域の燃料集合体横断面での
平均濃縮度が、前記中央部領域のそれよりも小さく、前
記濃縮ウラン領域は軸方向単位長さ当りの可燃性毒物の
含有量が異なる二以上の領域を有し、前記最上部領域に
おける軸方向単位長さ当りの前記可燃性毒物の含有量
が、前記濃縮ウラン領域の他の領域におけるそれよりも
少なくなっているとともに前記チャンネル内には前記濃
縮ウラン領域の前記最上部領域及び中央部領域の全部ま
たは一部にのみ前記可燃性毒物を含有する燃料棒が1本
以上配設されていることを特徴とする原子炉。 - 【請求項9】前記炉心内に滞在して燃焼の進んだ前記第
1及び第2燃料集合体を、前記炉心の最外周部及び中央
部の数本の制御棒のそれぞれを取囲む4本ずつの燃料集
合体位置に配した特許請求の範囲第8項記載の原子炉。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1116771A JPH07101237B2 (ja) | 1989-05-10 | 1989-05-10 | 燃料集合体及び原子炉 |
| DE4014861A DE4014861A1 (de) | 1989-05-10 | 1990-05-09 | Brennstoffanordnung fuer einen kernreaktor |
| US07/521,709 US5198186A (en) | 1989-05-10 | 1990-05-10 | Fuel assembly for nuclear reactor |
| SE9001678A SE505682C2 (sv) | 1989-05-10 | 1990-05-10 | Bränslepatron för kärnreaktor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1116771A JPH07101237B2 (ja) | 1989-05-10 | 1989-05-10 | 燃料集合体及び原子炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02296192A JPH02296192A (ja) | 1990-12-06 |
| JPH07101237B2 true JPH07101237B2 (ja) | 1995-11-01 |
Family
ID=14695320
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1116771A Expired - Lifetime JPH07101237B2 (ja) | 1989-05-10 | 1989-05-10 | 燃料集合体及び原子炉 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5198186A (ja) |
| JP (1) | JPH07101237B2 (ja) |
| DE (1) | DE4014861A1 (ja) |
| SE (1) | SE505682C2 (ja) |
Families Citing this family (17)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP3037717B2 (ja) * | 1990-04-27 | 2000-05-08 | 株式会社東芝 | 原子炉の燃料集合体 |
| JP2804205B2 (ja) * | 1992-09-18 | 1998-09-24 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体及び炉心 |
| SE470485B (sv) * | 1992-09-30 | 1994-05-24 | Asea Atom Ab | Reaktorhärd för en kärnreaktor av kokarvattentyp |
| JP3531011B2 (ja) * | 1993-10-12 | 2004-05-24 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体及び原子炉 |
| US6504889B1 (en) * | 1997-03-17 | 2003-01-07 | Hitachi, Ltd. | Method of operating reactor |
| JP3788045B2 (ja) * | 1998-07-01 | 2006-06-21 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
| JP3253934B2 (ja) * | 1998-08-27 | 2002-02-04 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子炉 |
| DE60007053T2 (de) | 1999-10-14 | 2004-10-21 | Toshiba Kawasaki Kk | Kernbrennstabbündel und Kernreaktor |
| EP1521271B1 (fr) * | 2003-10-01 | 2006-05-10 | Framatome ANP | Assemblage pour réacteur nucléaire à eau sous pression comprenant des crayons à deux teneurs en gadolinium |
| KR100643792B1 (ko) * | 2005-02-16 | 2006-11-10 | 한국원자력연구소 | 다심 형상의 연구로용 핵연료봉 및 그 제조 방법 |
| US8842802B2 (en) * | 2006-10-16 | 2014-09-23 | Global Nuclear Fuel-Americas, Llc. | Fuel rods for nuclear reactor fuel assemblies and methods of manufacturing thereof |
| US8582713B2 (en) * | 2006-10-31 | 2013-11-12 | Global Nuclear Fuel-Americas, Llc | Method for improving energy output of a nuclear reactor, method for determining natural uranium blanket layer for a fuel bundle, and a fuel bundle having a variable blanket layer |
| US8842800B2 (en) * | 2007-11-28 | 2014-09-23 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Fuel rod designs using internal spacer element and methods of using the same |
| US9202598B2 (en) | 2007-11-28 | 2015-12-01 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Fail-free fuel bundle assembly |
| US8953736B2 (en) * | 2010-04-08 | 2015-02-10 | Global Nuclear Fuel—Americas, LLC | Exposure boost zone for boiling water reactor nuclear bundles |
| JP6896561B2 (ja) | 2016-09-26 | 2021-06-30 | 株式会社東芝 | 軽水炉用燃料集合体、軽水炉炉心、軽水炉用燃料集合体製造方法およびmox燃料集合体製造方法 |
| WO2022061689A1 (zh) * | 2020-09-25 | 2022-03-31 | 中广核研究院有限公司 | 可燃毒物棒及含可燃毒物棒的燃料组件 |
Family Cites Families (13)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3799839A (en) * | 1971-01-07 | 1974-03-26 | Gen Electric | Reactivity and power distribution control of nuclear reactor |
| JPS5829877B2 (ja) * | 1976-09-25 | 1983-06-25 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子炉の炉心 |
| JPS5459594A (en) * | 1977-10-21 | 1979-05-14 | Hitachi Ltd | Nuclear reactor |
| US4285769A (en) * | 1978-10-19 | 1981-08-25 | General Electric Company | Control cell nuclear reactor core |
| JPS5770489A (en) * | 1980-10-22 | 1982-04-30 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor |
| US4629599A (en) * | 1982-03-22 | 1986-12-16 | General Electric Company | Burnable absorber arrangement for fuel bundle |
| JPS58178286A (ja) * | 1982-04-12 | 1983-10-19 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子炉 |
| JPS5984184A (ja) * | 1982-11-05 | 1984-05-15 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
| JPS60242392A (ja) * | 1984-05-16 | 1985-12-02 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
| JPS63121789A (ja) * | 1986-11-12 | 1988-05-25 | 株式会社日立製作所 | 原子炉初装荷炉心 |
| JP2519704B2 (ja) * | 1987-02-19 | 1996-07-31 | 東京電力株式会社 | 原子炉用燃料集合体 |
| DE3828616A1 (de) * | 1987-08-27 | 1989-05-03 | Toshiba Kawasaki Kk | Brennstoffanordnung fuer kernreaktoren |
| USH722H (en) * | 1988-09-30 | 1990-01-02 | Advanced Nuclear Fuels Corporation | Nuclear reactor fuel with radially varying enrichment |
-
1989
- 1989-05-10 JP JP1116771A patent/JPH07101237B2/ja not_active Expired - Lifetime
-
1990
- 1990-05-09 DE DE4014861A patent/DE4014861A1/de active Granted
- 1990-05-10 US US07/521,709 patent/US5198186A/en not_active Expired - Lifetime
- 1990-05-10 SE SE9001678A patent/SE505682C2/sv not_active IP Right Cessation
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| DE4014861A1 (de) | 1990-12-20 |
| JPH02296192A (ja) | 1990-12-06 |
| SE9001678L (sv) | 1990-11-11 |
| SE505682C2 (sv) | 1997-09-29 |
| SE9001678D0 (sv) | 1990-05-10 |
| US5198186A (en) | 1993-03-30 |
| DE4014861C2 (ja) | 1993-06-03 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP3531011B2 (ja) | 燃料集合体及び原子炉 | |
| JPH07101237B2 (ja) | 燃料集合体及び原子炉 | |
| US5388132A (en) | Nuclear fuel assembly and core | |
| EP1093129B1 (en) | Fuel assembly and nuclear reactor | |
| EP2088600A1 (en) | Core of a boiling water reactor | |
| US5009840A (en) | Fuel assembly for nuclear reactor | |
| US20090196392A1 (en) | Core Of A Boiling Water Reactor | |
| US5249211A (en) | Fuel assembly | |
| US5347550A (en) | Core of light-water reactor | |
| JP2966877B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| JP4351798B2 (ja) | 燃料集合体および原子炉 | |
| JPH06273558A (ja) | 燃料棒 | |
| JP3237922B2 (ja) | 燃料集合体および沸騰水型原子炉用炉心 | |
| JPH0378954B2 (ja) | ||
| JP2610254B2 (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
| JP3075749B2 (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
| JP2953789B2 (ja) | 核燃料集合体 | |
| JPH0555836B2 (ja) | ||
| Nishimura | 3.2 Advances of reactor core and fuel assembly 3.2. 1 High burnup fuel design | |
| JP3051762B2 (ja) | 核燃料集合体 | |
| JPH07113672B2 (ja) | 原子炉用燃料集合体 | |
| JPH07109435B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| JP2000258574A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH067182B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| JP3347137B2 (ja) | 燃料集合体群および沸騰水型原子炉用炉心 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20071101 Year of fee payment: 12 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20081101 Year of fee payment: 13 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20081101 Year of fee payment: 13 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20081101 Year of fee payment: 13 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20081101 Year of fee payment: 13 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20081101 Year of fee payment: 13 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20091101 Year of fee payment: 14 |
|
| EXPY | Cancellation because of completion of term | ||
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20091101 Year of fee payment: 14 |