JPS6016598B2 - 核燃料集合体 - Google Patents
核燃料集合体Info
- Publication number
- JPS6016598B2 JPS6016598B2 JP53019090A JP1909078A JPS6016598B2 JP S6016598 B2 JPS6016598 B2 JP S6016598B2 JP 53019090 A JP53019090 A JP 53019090A JP 1909078 A JP1909078 A JP 1909078A JP S6016598 B2 JPS6016598 B2 JP S6016598B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- fuel assembly
- cladding tube
- spacer
- reactor
- 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
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Classifications
-
- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は核燃料集合体に係り、特に熱的余裕の大きい改
良された核燃料集合体に関するものである。
良された核燃料集合体に関するものである。
核燃料集合体は、多数の円柱状の濃縮ウランベレットを
装填した被覆管の両端部を端栓で水密に密封して、前記
濃縮ウランベレットおよびウランが燃焼して生成された
核分裂生成物が直接原子炉冷却材と接触しないように構
成された複数本の核燃料棒をスベーサーで格子状（軽水
炉においては通常正方格子）に束ねたものである。
装填した被覆管の両端部を端栓で水密に密封して、前記
濃縮ウランベレットおよびウランが燃焼して生成された
核分裂生成物が直接原子炉冷却材と接触しないように構
成された複数本の核燃料棒をスベーサーで格子状（軽水
炉においては通常正方格子）に束ねたものである。
ところで、核燃料棒は、通常運転中および単一過度変化
においても濃縮ウランベレット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、被覆管の熱的損失限
界から一定の余裕を保って運転するように考慮されてい
る。
においても濃縮ウランベレット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、被覆管の熱的損失限
界から一定の余裕を保って運転するように考慮されてい
る。
核燃料集合体の熱的損失限界は第１図に示すバーンアウ
ト点Ａと呼ばれ、沸騰曲線Ｌで核沸騰領域日，から遷移
沸騰領域比に移行する時の熱流東を限界熱流東と定義す
る。
ト点Ａと呼ばれ、沸騰曲線Ｌで核沸騰領域日，から遷移
沸騰領域比に移行する時の熱流東を限界熱流東と定義す
る。
通常運転中の沸騰モードは核沸騰領域日，であり、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る。
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る。
一方、バーンアウト点Ａを越えると被覆管表面温度と冷
却材飽和温度との差が次第に大きくなり不安定な沸騰状
態になる。このバーンアウト点Ａは被覆管の破損に直接
結びつく限界点ではない。しかし、核燃料榛としては通
常運転および単一過渡変化においても許容されない沸騰
領域である。各国において、このバーンアウト点Ａを求
めるため数多〈の実験が行われ、圧力、冷却材流量、冷
却材入口温度、核燃料集合体の形状、軸方向の出力分布
、各核燃料棒の出力分布等のパラメータに依存すること
が判明している。さらに、実験からバーンアウトの起る
位置はスベーサーの下側近傍であることが判明している
。この原因は、核燃料棒を支持するスベーサーが流路抵
抗となり、スベーサーの下側に流れの停滞が発生して被
覆管からの除熱防果が悪化するからである。従来の核燃
料設計において、運転中の核燃料集合体に一定以上の熱
的余裕を確保するため、バーンアウト出力向上の方策と
して、出力分布の平坦化に多くの努力がなされてきた。
却材飽和温度との差が次第に大きくなり不安定な沸騰状
態になる。このバーンアウト点Ａは被覆管の破損に直接
結びつく限界点ではない。しかし、核燃料榛としては通
常運転および単一過渡変化においても許容されない沸騰
領域である。各国において、このバーンアウト点Ａを求
めるため数多〈の実験が行われ、圧力、冷却材流量、冷
却材入口温度、核燃料集合体の形状、軸方向の出力分布
、各核燃料棒の出力分布等のパラメータに依存すること
が判明している。さらに、実験からバーンアウトの起る
位置はスベーサーの下側近傍であることが判明している
。この原因は、核燃料棒を支持するスベーサーが流路抵
抗となり、スベーサーの下側に流れの停滞が発生して被
覆管からの除熱防果が悪化するからである。従来の核燃
料設計において、運転中の核燃料集合体に一定以上の熱
的余裕を確保するため、バーンアウト出力向上の方策と
して、出力分布の平坦化に多くの努力がなされてきた。
たとえば、核燃料棒のび３５の濃縮度に段階をつけるこ
とによる原子炉半径方向出力分布の平坦化、および可燃
毒物混入による軸万向出力分布の平坦化が代表的例であ
る。従来の核燃料集合体の場合、スベーサー下側近傍の
ように局所的に熱的条件の悪い部分によって、運転上の
制約を受けるために、核燃料集合体全体としての出力が
低下するということになる。本発明は、上述の事情を考
慮してなされたもので、スベーサーの下側近傍に低出力
部分を持つ核燃料棒を１本または複数本設けることによ
って熱的余裕の大きな核燃料集合体を得ることにある。
とによる原子炉半径方向出力分布の平坦化、および可燃
毒物混入による軸万向出力分布の平坦化が代表的例であ
る。従来の核燃料集合体の場合、スベーサー下側近傍の
ように局所的に熱的条件の悪い部分によって、運転上の
制約を受けるために、核燃料集合体全体としての出力が
低下するということになる。本発明は、上述の事情を考
慮してなされたもので、スベーサーの下側近傍に低出力
部分を持つ核燃料棒を１本または複数本設けることによ
って熱的余裕の大きな核燃料集合体を得ることにある。
以下図面を参照して本発明の一実施例を説明する。第２
図は本発明による核燃料集合体１０である。核燃料集合
体１０は複数本の燃料榛１をスベーサー２で格子状に束
ねて構成したものである。核燃料棒１は被覆管に多数の
円筒状の濃縮ウランベレツトを装填し、その被覆管の両
端を端栓で水密に密封して核分裂生成物が直接原子炉冷
却材と接触しないように構成されている。第３図は、本
発明の核燃料集合体１０の一実施例を示す要部断面図で
ある。第３図において、前記スベーサ−２の下側近傍（
スベーサー濃縮ウランベレット３個分）の被覆管７の内
または外面には中性子吸収体８が設けられている。以上
の構成によって、この核燃料集合体ではスベーサー下側
近傍の中性子吸収体８が設けられている部分が低出力と
なる。核燃料集合体の平均出力分布を従来と比較すると
、第４図に示すように、スべｒサー位置Ｓ付近で低出力
部Ｂが現われ、その結果バーンアウト点からの熱的余裕
は第５図に示すようにスベーサー位置Ｓ付近で従来より
大きくなる。第４図、第５図において、破線は従来の核
燃料集合体、実線は本発明の核燃料集合体を示す。第５
図に示すように、本発明の核燃料集合体は熱的余裕が増
大することにより、過渡変化時に核燃料棒が遷移沸騰を
起す確率は従来の核燃料集合体に比較して１０％以下と
なり、また、原子炉運転時における熱的制限値を容易に
満足し得る。上述のように、本発明の核燃料集合体は、
熱的余裕が大きいから、本発明の核燃料集合体を用いた
原子炉では次の効果がある。
図は本発明による核燃料集合体１０である。核燃料集合
体１０は複数本の燃料榛１をスベーサー２で格子状に束
ねて構成したものである。核燃料棒１は被覆管に多数の
円筒状の濃縮ウランベレツトを装填し、その被覆管の両
端を端栓で水密に密封して核分裂生成物が直接原子炉冷
却材と接触しないように構成されている。第３図は、本
発明の核燃料集合体１０の一実施例を示す要部断面図で
ある。第３図において、前記スベーサ−２の下側近傍（
スベーサー濃縮ウランベレット３個分）の被覆管７の内
または外面には中性子吸収体８が設けられている。以上
の構成によって、この核燃料集合体ではスベーサー下側
近傍の中性子吸収体８が設けられている部分が低出力と
なる。核燃料集合体の平均出力分布を従来と比較すると
、第４図に示すように、スべｒサー位置Ｓ付近で低出力
部Ｂが現われ、その結果バーンアウト点からの熱的余裕
は第５図に示すようにスベーサー位置Ｓ付近で従来より
大きくなる。第４図、第５図において、破線は従来の核
燃料集合体、実線は本発明の核燃料集合体を示す。第５
図に示すように、本発明の核燃料集合体は熱的余裕が増
大することにより、過渡変化時に核燃料棒が遷移沸騰を
起す確率は従来の核燃料集合体に比較して１０％以下と
なり、また、原子炉運転時における熱的制限値を容易に
満足し得る。上述のように、本発明の核燃料集合体は、
熱的余裕が大きいから、本発明の核燃料集合体を用いた
原子炉では次の効果がある。
すなわち熱的制限値を容易に満し得ることにより、原子
炉稼動率が年間数％向上する。さらに、出力密度が高く
効率よい原子炉が実現でき、従来の沸騰水型原子炉の出
力密度約５０ＫＷ′そから約５５ＫＷ／その高出力密度
の原子炉が可能になる。以上のように、本発明によれば
、熱除去効果が悪いスベーサー下側近傍の出力降下によ
り熱的余裕が損ねれやすし、領域が減少し熱的余裕が大
きくなる。
炉稼動率が年間数％向上する。さらに、出力密度が高く
効率よい原子炉が実現でき、従来の沸騰水型原子炉の出
力密度約５０ＫＷ′そから約５５ＫＷ／その高出力密度
の原子炉が可能になる。以上のように、本発明によれば
、熱除去効果が悪いスベーサー下側近傍の出力降下によ
り熱的余裕が損ねれやすし、領域が減少し熱的余裕が大
きくなる。
第１図は沸騰曲線を示す説明図、第２図は本発明の核燃
料集合体を示す斜視図、第３図は本発明の一実施例を示
す要部断面図、第４図は核燃料集合体の麹方向出力分布
を示す説明図、第５図は核燃料集合体の鞠方向位置にお
ける熱的余裕を示す説明図である。 １・・・・・・燃料棒、２・・・・・・スベーサー、７
…・・・被覆管、８・・・・・・中性子吸収体。 第１図 第５図 第２図 第３図 第４図
料集合体を示す斜視図、第３図は本発明の一実施例を示
す要部断面図、第４図は核燃料集合体の麹方向出力分布
を示す説明図、第５図は核燃料集合体の鞠方向位置にお
ける熱的余裕を示す説明図である。 １・・・・・・燃料棒、２・・・・・・スベーサー、７
…・・・被覆管、８・・・・・・中性子吸収体。 第１図 第５図 第２図 第３図 第４図
Claims (1)
- １ 多数の濃縮ウランペレツトを装填した被覆管の両端
部を端栓で密封して成る複数本の核燃料棒をスペーサー
で格子状に配列支持した核燃料集合体において、前記ス
ペーサー下端から濃縮ウランペレツト３個分下部までの
被覆管の内面又は外面の少なくとも一面に中性子吸収体
が設けられていることを特徴とする核燃料集合体。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP53019090A JPS6016598B2 (ja) | 1978-02-23 | 1978-02-23 | 核燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP53019090A JPS6016598B2 (ja) | 1978-02-23 | 1978-02-23 | 核燃料集合体 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS54112478A JPS54112478A (en) | 1979-09-03 |
| JPS6016598B2 true JPS6016598B2 (ja) | 1985-04-26 |
Family
ID=11989751
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP53019090A Expired JPS6016598B2 (ja) | 1978-02-23 | 1978-02-23 | 核燃料集合体 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6016598B2 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0718939B2 (ja) * | 1986-04-15 | 1995-03-06 | 株式会社東芝 | 原子炉燃料集合体 |
-
1978
- 1978-02-23 JP JP53019090A patent/JPS6016598B2/ja not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS54112478A (en) | 1979-09-03 |
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