JPS6131994A - 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】 〔発明の利用分野〕 本発明は原子炉に装荷される燃料集合体に係シ、特に冷
却材の沸騰を伴なう伝熱現象にょ９除熱される原子炉の
熱的余裕を増大し、核熱水力安定性を改善するのに好適
な燃料集合体に関する。

〔発明の背景〕

原子炉の運転には、線出力密度や限界出力比、限界熱流
束比の制限が課せられる。前者は燃料ベレットが溶融し
ないよう課せられたものであシ、後二者は燃料被覆管が
焼損しないように課せられたものである。原子炉の設計
においては、一般に総出力があたえられたとき、線出力
密度が制限値を満足するよう炉心の大きさが決められ、
しかる後、限界出力比や限界熱流束比が制限値以上とな
るよう冷却材流量や冷却材の炉心人口エンタルピが決め
られる。原子炉では一般的に前記総出力で運転されるの
で線出力密度の制限値は比較的容易に遵守できる。しか
し、近年、前記設計の範囲を拡張して冷却材流量を減ら
したシ、冷却材の炉心人口エンタルピを変えたシして原
子炉の運転に融通性を増したいという要求が強くなって
いるが、この要求に対しては限界出力比や限界熱流束比
が制限値に対して余裕が小さくなっている。

また、原子炉の運転は核現象と熱水力現象とが組み合わ
さって行なわれるのであるが、前記核熱水力安定性とは
、核現象と熱水力現象とが組み合わさって現在の原子炉
の運転が保ちやすいか否かの一つの目安となるもので、
原子炉は常に核熱水力的により安定な状態で運転される
のが好ましい原子炉の運転中、外乱等により周期的な変
動を余儀なくされる場合、出力変動の振幅比をもって減
幅比（Ｄ、Ｒ−、Ｄｅｃａｙ　Ｒａｔｉｏ）と称するが
、原子炉運転における核熱水力的な安定度は、この減幅
比で表わされる。つまシ減幅比が１．０よシ小さいとき
は出力変動は次第に小さくなり、一定出力に収斂するの
で、核熱水力的に安定する側へ向うことを意味し、減幅
比が０．０に近くなるほど、よシ安定となることを意味
する。

原子炉に装荷される燃料集合体は７×７の合計４９本、
または８×８の合計６４本（中性子の減束を促進する水
ロッド１〜２本を含む。）の燃料棒とその燃料棒の長手
方向軸線を平行にして支持し、そして離間するスペーサ
とそれらを取シ囲むチャンネルボックスなどから構成さ
れる。冷却材は単相流として燃料集合体の下部から流人
して上方に流れ、燃料棒の発熱部から熱を奪い沸騰を起
し、二相流となってその流動様式が燃料棒軸方向に沿っ
て気泡流、スラグ流、環状流と順次変化し、燃料集合体
上部から流出する。スペーサは燃料棒の発熱部に等間隔
に合計４〜８個取りつけられている。

スペーサの圧力損失を小さくする先行技術例としては特
開昭５５−１０７９９３号記載のものが知られている。

しかしながら、この技術は燃料集合体におけるスペーサ
の装荷位置によって、冷却材の流動特性、原子炉の熱的
余裕や核熱水力安定性に及ぼす影響が異なることには気
づいていない。

そのため、従来の燃料集合体では同一のスペーサを冷却
材の流動方向にと９つけていた。このような燃料集合体
では、冷却材の流動状態つまシ単相流や気泡流、スラグ
流、環状流などにより、流路断面での流量やボイド率な
どの分布が異なることが考慮されていなかった。このた
め、冷却材流量の分布、沸騰開始点の分布、およびそれ
らに起因した気相や液相の複雑な流動により熱的余裕が
小さ−〈なっていた。また、前記従来の燃料集合体を原
子炉に装荷した場合、たとえば圧力などの外乱により出
力が変ると各集合体内で沸騰開始点の位置がスペーサを
横切シ、圧力損失が変る。この圧力損失の変化により、
各燃料集合体の冷却材流量が変シ、それに伴なうボイド
量の変化が炉心特性に影響するというように外乱の影響
が減衰しにくくなる。つまシ原子炉の核熱水力安定性の
余裕が小さくなっていた。

前記従来の燃料集合体で、熱的余裕を増大させたシ核熱
水力安定性を改善するためには、燃料棒の配列間隔や濃
縮度分布を変えたシして、冷却材流量やボイド量の分布
を変え、また外乱が加わったときでも各燃料集合体内の
冷却材流量の変化を小さくしたり、炉心の核特性変化を
小さくする必要がある。しかし、このような燃料集合体
の設計を大幅に変えることは経済上好ましくない。

〔発明の目的〕

本発明は、前記事情に鑑み、燃料集合体の設計を大幅に
変えることなく原子炉の熱的余裕を増大し、核熱水力−
安定性を向上させるのに好適な燃料集合体を提供するこ
とを目的とする。

〔発明の概要〕

前記目的を達成するため、冷却材の沸騰伝熱現象により
除熱される原子炉に装荷される本発明の燃料集合体では
、 （１）　　燃料棒の下端から全長の３／４から４／４の
間の二相流の流動様式が環状流となる領域に設置するス
ペーサが冷却材流路断面の中心部で圧力損失が大きくな
シ、周辺部で圧力損失が小さくなるように構成し、 （２）　　燃料棒の下端から全長の０／６からｌ／６の
間の非沸騰の領域に設置するスペーサが冷却材流路断面
の中心部で圧力損失が大きくなり、周辺部で圧力損失が
小さくなるよう構成し。

（３）燃料棒の下端から全長の１／６から３／４の間の
二相流の流動様式が気泡流またはスラグ流となる領域に
設置するスペーサがその他の領域に設置するスペーサよ
シも圧力損失が小さくなるよう構成する。

また、　（１）、　（２）で述べたスペーサにおいて冷
却材流路断面の周辺部での圧力損失を小さくするために
は構造材の下端または上端を刃状にしたり、冷却材の流
路断面への構造材の投影面積を中心部にくらべ周辺部で
小さくすればよい。

このように燃料集合体を構成する理由は次のとおシであ
る。

まず、前記（１）は二相流の流動様式が環状流のときに
は気相と液相が分離して存在するので、気相と液相とが
混合して存在する気泡流やスラグ流にくらべ、気相が流
れを乱す効果が約１／４以下と小さく、冷却材の横方向
流れが小さくなる。その結果流路断面の周辺部で冷却材
流量は減少し熱的余裕が小さくなるので、この周辺部分
の圧力損失を小さくすることにより、冷却材流量を増し
熱的余裕を大きくすることを意図したものである。

次に、燃料集合体人口の近くの単相流領域では気相が存
在しないため気泡流やスラグ流などの二相流にくらべ、
横方向流れが小さく流路断面内の冷却材流量分布は圧力
損失の分布に強く依存する。

流路断面の周辺部ではチャンネルボックスが存在するの
で圧力損失が大きくなり冷却材流量は小さくなる。この
ため、前記（２）の構成とすることにより、周辺部分で
の圧力損失を小さくし冷却材流量を増し、下流の沸騰領
域での気相と液相の複雑な動きを少なくして熱的余裕を
大きくする。

また、前記（３）のように構成するのは炉心の核熱水力
安定向を向上させるためである。つ′１９冷却材の沸騰
開始点を含む領域では、圧損係数を他の領域よりも小さ
くすることにより、外乱により沸騰開始位置がかわりス
ペーサを横切っても当該スペーサによる圧力損失の変化
は残シの領域の圧力損失にくらべて小さくなるので燃料
集合体の人口から出口までの圧力損失をめまシ変化させ
ないようにできる。したがって各燃料集合体の冷却材流
量の変化も少なくなり、ボイド量や炉心核特性変化も小
さくなるというように外乱の影響はすみやかに減衰し、
炉心の核熱水力安定性を向上させることができる。前記
（３）でのべた燃料棒の下端から全長の１７６から３／
４の間の二相流の流動様式が気泡流またはスラグ流とな
る領域では気相が流　　−れを乱す効果が大きく冷却材
流量は流路断面内で均一に分布しようとする傾向が強い
ので、スペーサにより冷却材流路断面での圧力損失の分
布を変えても熱的余裕はあまり大きくならない。

原子炉の核熱水力安定性を良くするためには。

燃料集合体内の圧力損失を小さくして、冷却材の流れを
駆動するポンプが停止した場合でも十分な流量を確保す
るのが１つの方法である。これにはスペーサの圧力損失
をできるだけ小さくするのが効果的であシ、前記（３）
の燃料集合体の構成がこの方法と一致する。したがって
前記（２）のように燃料集合体の人口で圧力損失が大き
くするのは良くないとも考えられる。しかし、前記（２
）のように構成した場合、単相流の領域で圧力損失が若
干大きくなる結果、外乱が加わった場合でも単相流領域
と二相流領域の熱水力応答は小さくナシ原子炉の核熱水
力安定性は改善される。

冷却材は単相流として燃料集合体に流人したのち、流動
方向に沿い沸騰をおこし、その流動様式は気泡流、スラ
グ流、環状流と変化する。この流動様式は冷却材流量や
ボイド率によって決まるものでろるが、沸騰水型原子炉
の通常の運転においては、燃料集合体の人口から全長の
１／６から３７４の間で、気泡流またはスラグ流となり
、３／４から４７４の間で環状流となると考えてよい。

〔発明の実施例〕

以下、本発明の第１の実施例を第１図を用いて詳細に説
明する。この実施例は電気出力１１００ＭＷｅ級のＢＷ
Ｒ，に約８００体装荷される燃料集合体１に本発明を適
用したものである。燃料棒２はスペーサ３により長手方
向軸線を平行にして支持され、そして離間されており、
チャンネルボックス４により囲まれている。冷却材は人
口オリフィス５から流人し、燃料棒発熱部６から熱を奮
い、沸騰を起し二相流として上部から流出する。この燃
料集合体ｌには、燃料棒発熱部６の全長約３．７ｍに約
０．４ｍの間隔をおいてスペーサが８個設置されている
が、下端から全長の０／６から１／６の間の非沸騰の領
域には、スペーサ３０１を１個設置す、る。このスペー
サ３０１では、一点鎖線７により、チャンネルボックス
４から離れた中心部８とチャンネルボックス近傍の周辺
部９の２つの領域に分け、中心部８ではスペーサ構造材
の上下端を刃状にせずＡ−Ａ′断面を矩形ｌＯにし、周
辺部９の構造材は上下端を刃状にしてＢ−Ｂ’断面が流
線形１１となるよう構成する（前記（２）の構成の一例
）。このように構成したスペーサ３０１では構造材の上
下端が刃状であるか否かのちがいで圧力損失は中心部８
と周辺部９とでｌ：０．６６と周辺部で３４％小さくな
る。このスペーサ３０１を設置した燃料集合体ではチャ
ンネルボックス４による周辺部の圧力損失の増加が構造
材の上下端を刃状にすることで相殺されるので流路断面
の中心部と周辺部で圧力損失はほぼ等しくなシ、冷却材
流量は非沸騰部でほぼ均一となる。この結果、燃料集合
体内の多くの燃料棒で沸騰開始点の位置がほぼ等しくな
シ、沸騰部分での気相と液相の動きは小さくなる。これ
に関連して燃料被覆管上の冷却材液膜がはく離しにくく
なシ、液膜により除熱が十分に行なわれ、熱的余裕は増
大する。燃料棒の下端から全長のｌ／６から３７４の間
の二相流の流動様式が気泡流またはスラグ流となる領域
にはスペーサ３０２を５個設置する。このスペーサ３０
２では構造制の上下端を刃状にしてｃ−ｃ’断面が流線
型となるよう構成する（前記（３）の構成の一例）。こ
のように構成したスペーサ３０２では構造材が流線型で
るるため、圧力損失係数が小さくなる。このスペーサ３
０２を設置した燃料集合点 体では外乱により出力が変り、沸騰開鳴装置がスペーサ
３０２を横切るようになっても圧力損失の変化を小さく
することができる。したがって燃料集合体の人口から出
口までの圧力損失の変化も小さくなシ、炉心内の各燃料
集合体の流量変化も小さく、前記外乱の影響はすみやか
に減衰し、炉心の核熱水力安定性を向上きせることがで
きる。燃料棒の下端から全長の３７４から４／４の間の
二相流の流動様式が環状流となる領域には、スペーサ３
０３を２個設置する。このスペーサ３０３では一点鎖線
１５によりチャンネルボックスかう離れた中心部１６と
チャンネルボックス近傍の周辺部１７の２つの領域に分
け、中心部１６ではスペーサ構造材の上下端を刃状にせ
ずＤ−Ｄ’断面を矩形１８にし、周辺部１７の構造材は
上下端を刃状にしてＢ−Ｅ’断面のように構成する。ス
ペーサ３０３は、非沸騰領域に設置する前記スペーサ３
０１と類似してお９、ともにスペーサ構造材の中心部断
面が矩形であり１周辺部で上下端を刃状にしている。し
かしスペーサ３０３にくらべ、スペーサ３０１では周辺
部断面１１がより流線形に近く圧力損失が小さい構成に
なっている。これはスペーサ３０３が設置される環状流
領域では気相が流れを乱す効果があり、冷却材流量が非
沸騰領域よシも均一となる傾向かめるのに対し、スペー
サ３０１が設置される非沸騰領域では気相が存在せず冷
却材流量が周辺部に小さくなる傾向が強いので、断面を
流線形とし圧力損失をよシ小さくして冷却材流量を均一
にする必要がある。二相流の流動様式が環状流である前
記スペーサ３０３では中心部１６と周辺部１７とで圧力
損失は１：０．８９と周辺部で１１％小さくなる。この
スペーサ３０３を設置した燃料集合体では、チャンネル
ボックスの存在による周辺部での冷却材流量が小なくな
る傾向が、周辺部で圧力損失が少ないスペーサを設置し
た効果と気相が流れを乱す効果とにより相殺され、冷却
材流量はほぼ均一になる。この結果。

燃料被覆管上の冷却材液膜がはく離しにくくなシ、液膜
により除熱が十分に行なわれ、熱的余裕は増大する。

この燃料集合体において冷却材が非沸騰である領域に設
置するスペーサ３０１と、二相流の流動様式が気泡流ま
たはスラグ流となる領域に設置するスペーサ３０２と環
状流の領域に設置するスペーサ３０３の３個の圧力損失
係数の比は０．９０：０．６９　：　１．００でおる。

このように気泡流またはスラグ流の領域に低圧力損失の
スペーサ３０２を設置することにより、外乱により出力
が変化したときでも、各燃料集合体の冷却材流量の変化
を小さくでき、外乱の影響はすみやかに減衰して、炉心
の核熱水力安定性を向上させることができる。

本発明の第１の実施例になる燃料集合体での減幅比は０
．５８で６９、従来の燃料集合体、つま９燃料棒の全長
にわたり、構造材の断面が矩形であるスペーサを設置し
た燃料集合体では減幅比が０．６８でめるので、１５％
の減幅比の改善がみられる。また熱的余裕も９％増加す
る。

次に本発明の第２の実施例を、第２図を用い詳細に説明
する。この実施例は、第１の実施例と同じく電気出力１
１００ＭＷｅｉ（７）ＢＷＲに約８００体装荷される燃
料集合体ｌを対象にしている。

この燃料集合体では、燃料棒の下端から全長の０／６か
ら１／６の間の非沸騰の領域および燃料棒の下端から全
長の３／４から４／４の間の二相流の流動様式が環状流
となる領域には、第１の実施例と同じく、それぞれスペ
ーサ３０１を１個。

スペーサ３０：１２個設置する。第１の実施例と異なる
点は燃料棒の下端から１／４と３／４の間の二相流の流
動様式が気泡流またはスラグ流となる領域に、中心部２
０および周辺部２１で構造材の断面が矩形２２で比較点
圧力損失の大きいスペーサ３０４ｔ５個設置している点
で本る（前記（１）（２）の構成を併用した一例）。こ
のように構成した燃料集合体では前記（１）（２）の構
成としたことによる効果が期待できる。つまり前記従来
の燃料集合体に対し、減幅比および熱的余裕はともに７
％改善される。

本発明の第３の実施例を第３図を用゛い、詳細に説明す
る。この実施例では第１，２の実施例と同じ燃料集合体
を対象としている。

第３の実施例になる燃料集合体では、燃料棒の下端から
全長の３／４と４７４の間の環状流の領域には第１の実
施例と同じスペーサ３０３を２個設置する。第１の実施
例と異なる点は、燃料棒の下端から全長の０／６から１
／６の非沸騰の領域に中心部２３および周辺部２４で構
造材の断面形状がともに矩形２５となるスペーサ３０５
を１個設置し、かつ燃料棒の下端から全長のｌ／４と３
／４の間の気泡流またはスラグ流となる領域に圧力損失
を小さくするため、構造材の肉厚を約１／２としたスペ
ーサ３０６を５個設置している点である（前記（１）（
３）の構成を併用した一例）。このように構成した燃料
集合体では前記（１）（ａ）の構成としたことによる効
果が期待できる。つまり前記従来の燃料集合体に対し、
減幅比は８％、熱的余裕は６％改善される。

第１．２．３の実施例で述べたのと同じ電気出力１１０
０ＭＷｅ級のＢＷＲに約８００体装荷される燃料集合体
を対象とした本発明の第４の実施例を第４図を用い詳細
に説明する。

この実施例になる燃料集合体では、燃料棒の下端から全
長の３７４から４／４の間に第１の実施例と同じくスペ
ーサ３０３を２個設置する。その他の領域には冷却材流
路断面の中心部２３および周辺部２４で構造材の断面が
矩形２５となるスペーサ３０５を６個設置する（前記（
１）の構成の一例）。

このように構成した燃料集合体では前記（１）の構成と
したことによる効果が期待でき、熱的余裕が前期従来の
燃料集合体よシも４％改善される。

燃料集合体の冷却材流路断面の中心部と周辺部の圧力損
失を変える方法として、第１．２，３゜４の実施例では
スペーサ構造材の上下端を刃状にするか否かによった。

また第３の実施例ではスペーサ構造材の流路への投影面
積を変える方法も使った。前者の方法では第５図に示す
ようにスペーサ構造材の形状により圧力損失の比ヲ１．
０から０．６６の範囲で任意に変えることができる。ま
た後者の方法では、圧力損失はスペーサ構造材の投影面
積にほぼ比例することがわかっている。燃料棒の下端か
ら全長の１／６から３／４の間の二相流の流動様式が気
泡流またはスラグ流となる領域に設置するスペーサがそ
の他の領域に設置するスペーサよシも圧力損失が小さく
なるようにするにはまた、流路断面内でスペーサの圧力
損失を変えるには、前記三方法のどちらを用いてもよい
。

本発明の詳細な説明では、第１図の一点鎖線７により燃
料集合体の冷却材流路を中心部と週辺部との２つの領域
に分け、その２つの領域で圧力損失を変えた。一般に圧
力損失はチャンネルボックスのような流動抵抗により大
きく変るのであるから、領域分けはチャンネルボックス
に隣接した燃料棒を含む領域とそれ以外の領域に分けれ
は良い。

〔発明の効果〕

以上説明したように、本発明によれば燃料集合体のスペ
ーサを取シ替えるだけで、熱的余裕を増太し、核熱水力
安定性を改善することができる。

そのため、燃料集合体の大幅な設計変更は不要となシ、
現在運転中の原子炉に適用できるとともに、原子炉の小
型化、または高出力密度化に役立てることができる。し
たがって本発明の実施による安全上、経済上の効果は大
きい。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の第１の実施例になる燃料集合体の構成
図、第２図は本発明の第２の実施例になる燃料集合体の
構成図、第３図は本発明の第３の実施例になる燃料集合
体の構成図、第４図は本発明の第４の実施例になる燃料
集合体の構成図、第５図は同じくスペーサ構造材と圧力
損失の関係の説明図でるる。 ｌ＼・・・燃料集合体、２・・・燃料棒、３０１〜３０
６・・・ス・サーｔ０ 茅　１　目 （泰） 第　２　固 茅３　口

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １、多数本の燃料棒とそれらの長手方向軸線を平行にし
   て支持し、そして離間するスペーサからなり、冷却材が
   下部から流人、上部から流出し、前記冷却材の沸騰伝熱
   現象により除熱される原子炉用の燃料集合体において、
   燃料棒の下端から全長の３／４と４／４の間の二相流の
   流動様式が環状流となる領域に設置する前記スペーサが
   、冷却材流路断面の中心部で圧力損失が大きくなり、周
   辺部で圧力損失が小さくなるように構成されていること
   を特徴とする燃料集合体。