JPS618696A - 沸騰型原子炉用の燃料集合体 - Google Patents

沸騰型原子炉用の燃料集合体

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JPS618696A
JPS618696A JP59128847A JP12884784A JPS618696A JP S618696 A JPS618696 A JP S618696A JP 59128847 A JP59128847 A JP 59128847A JP 12884784 A JP12884784 A JP 12884784A JP S618696 A JPS618696 A JP S618696A
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JP
Japan
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fuel
reactivity
core
hollow
difference
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JP59128847A
Other languages
English (en)
Inventor
章 西村
光也 中村
淳一 山下
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Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
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Publication date
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    • 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

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  • Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)

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〕 本発明は軽水型原子炉、特に沸騰水型原子炉の燃料集合
体に関する。
〔発明の背景〕
原子炉運転においては、熱的制限値を守ることとともに
、安全上の基準である炉停止余裕を守ることが必要であ
る。
炉停止余裕は、炉心に制御棒が1本挿入できない場合で
も、炉心を未臨界にできるよう、臨界状態に対しあらか
じめ見込んでおくべき反応度上の余裕である。
この炉停止余裕は、沸騰水型原子炉の具体的設計におい
ては、炉心反応度が最大となる、低温でキセノンが蓄積
していない状態で、最大反応度価値をもつ制御棒が1本
完全に引抜かれ、他の制御棒が全挿入の状態で炉心が臨
界未満となるようにしている。設計計算では、実際の炉
心において、上記のように臨界未満であることを確保す
るため、1チ△にの余裕を見込むことを目標としている
。
他方、近年、軽水炉の稼働率がめざましく向上し、プラ
ントが安定して運転されるようになるにつれ経済性の向
上が求められるようになってきた。燃料経済性向上の観
点からは炉心の反応度をできるだけ高くする方が好まし
い。しかし、そうすると炉停止余裕は少なくなる方向と
なる。これは、運転時(高温時)と炉停止余裕が問題と
なる停止時(低温時)との間の反応度差は炉心体系や燃
料仕様が決まるとほぼ一定の値となるので、高温時の反
応度が高くなれば、低温時の反応度もそれにつれて高く
なシ、而してそのように低温時の反応度が高くなれば制
御棒1本引抜き時の未臨界度すなわち炉停止余裕が小さ
くなるからである。
炉停止余裕は、未臨界を確実にすることを目的としてい
るものであるから、前記設計上の目標値を満たす以上に
大きくとる必要はないが、上述のように経済性向上のた
めに反応度を高くすると、その結果、停止余裕が小さく
す多過ぎて十分これを確保できなくなるという問題があ
る。
〔発明の目的〕
本発明の目的は、燃料経済性の向上と炉停止余裕の十分
な確保との両立を可能にする沸騰型原子炉用燃料集合体
を提供するにある。
〔発明の概要〕
燃料経済性向上策の一例として、燃料の濃縮度を上げる
方法がある。これによシ燃料単位重量当りの燃焼度を増
大させて燃料経済性を向上させる。濃縮度を上げると反
応度は当然高くなるが、この反応度上昇は、可燃性毒物
であるガドリニア等の中性子吸収材で吸収できるから問
題とはならない。
炉停止余裕の観点よシ問題とすべき特性は冷温時と高温
時との反応度差であり、濃縮度が増大するにつれ、この
反応度差は増大する傾向にある。冷温と高温の反応度差
が大きいほど、炉停止余裕が厳しくなる。従ってこの反
応度差が大きくならないよう制限できれば、必要な炉停
止余裕を確保しながら、より一層の経済性向上が図れる
ことになる。
冷温と高温の反応度差を小さくする方策の1つは、燃料
集合体各燃料棒とその周りの液体減速材とを含む巣位セ
ル中の燃料と減速材(すなわち水)との体積比=(減速
材体積)/(燃料体積)を大きくすることである。この
体積比を大きくするためには、減速材の体積を増すか、
燃料体積を減らすかのいずれかの方法が考えられる。
ところで、炉停止余裕が問題となる冷温時には、第2図
に示すように、炉心平均軸方向出力分布において炉心の
上部に出力ピークが生ずるような、上部に出力が偏よっ
た状態となる。したがって炉停止余裕を検討する際に重
要なのは炉心上部の特性であ、す、出力の高いこの上部
の特性が支配的となる。
この点につき以下に説明すると、この炉心上部ピークは
主に燃焼度分布の偏りに起因する。
沸騰水型原子炉では、高温の出力運転時には、炉心内に
蒸気泡(ボイド)が発生し、ボイド量は炉心上部へ行く
ほど大きくなる。ボイド量が多いと中性子の減速効果が
弱く、炉心上方においては中性子の漏れ量が多くなシ、
したがって炉心上端付近では出力が低く、出力の積算で
ある燃焼度が低くなる。また炉心上部のようにボイド率
が高いと中性子スペクトルは硬く(高エネルギー側へ移
る)な、す、プルトニウムの生成がボイド率の低い下部
よシ多くなる。一方、炉停止余裕が問題となる冷温時に
は、出力運転時にみられたよりなボイドは発生せず、減
速材である水の密度は炉心の上下で、殆んど同じである
。したがって、冷温時には、出力運転時に生じた燃焼度
分布の偏りやプルトニウムの生成量の差により炉心上部
で反応度が高くなシ、第2図に示すような出力分布を生
じることとなる。
以上から炉停止余裕を増大させるには炉心上部の特性を
改善することが有効であることになる。
よって本発明では、高経済性炉心を実現し、しかも炉停
止余裕を増大させるため、炉心上部において冷温−高温
反応度差を縮小すべく、減速材対燃料の体積比を下部の
それより大きくする方策を採用する。
炉心の上部と下部とで減速材対燃料の体積比を変えるに
は、本発明では、燃料棒内の燃料ペレットの体積を変化
させる。燃料ベレットの体積を変化させるには、 (1)燃料ベレットの外径を変えること。
(2)中空の燃料ベレットを採用すること。
(3)実効的に減速材対燃料体積比を変えるためニ燃料
ヘレットの密度を変えること。
等の方策がある。
本発明では上記のいずれの方策も可能である。
いずれの方策においても、燃料棒の外径は従来と変更す
る必要は無く、新規設計の原子炉はもちろん、既存の原
子炉へも適用できる。
炉心上部での減速材対燃料体積比を下部に比べ大きくす
るには、(1)、(2)の方策では上部燃料ペレットの
体積を下部の燃料ベレットより小さくし、(3)の方策
では上部燃料ペレットの密度を下部燃料ペレットの密度
よシ小さくすればよい。
ここで上部、下部とは炉停止余裕で問題となる冷温時の
出力分布において出力の高い部分と低い部分とに対応す
る、軸方向位置である。
なお、参考までに言及すると、燃料棒の上下方向で核燃
料物質の量を変化さぜたものが特公昭36−13721
号公報に記載されているが、これは炉心の中性子束およ
び出力の均一化を目的とするもので、燃料棒の沸騰開始
点よシ燃料棒の上部(冷却材の流れ方向で下流側)へ行
くほど単位長当りの核燃料物質を次第に減少させるもの
である。これに対し本発明は、燃料経済性の向上と炉停
止余裕の確保との両立を目的とし、燃料棒の上部領域で
は下部領域よシも単位長当り核燃・料物質の量は少いけ
れども各々の該領域中ては一定であシ、従って、上記公
報記載のものとは発明の本質を異にするものである。
〔本発明の実施例〕
本発明の実施例について、以下、図面にしたがって説明
する。
以下の実施例においては、〔発明の概要〕で述べた前記
(1)、(2)、(3)の3種類の減速材対燃料体積比
変更の方策のうち、(2)の中空ペレットを採用したケ
ースにつき述べるものである。
第3図は沸騰水型原子炉の燃料集合体の例を示している
が、本発明の実施例も外観は本図に示すものと全く同様
である。
燃料集合体は、複数本の燃料棒1を正方格子状に配列し
、これらを上部タイプレート4及び下部タイブレート5
で支持し、途中を複数個のスペーサ2により燃料棒間隔
が一定となるように保持する構造を持っている。さらに
外周は、チャンネルボックス3と呼ばれる角筒が囲って
いる。
本発明の実施例においては、この外見上の燃料集合体の
形状・構造仕様については従来の燃料集合体と同一でよ
く、何んら変更を要しない。
第1図に本発明の実施例の燃料棒内部構造を示す。本燃
料棒は第3図に示す燃料集合体に装荷される1本につい
て代表的に示したものである。
第1図において、燃料棒1内には核燃料を含む円筒形の
燃料ベレット6が装填されておシ、被覆管7により保持
され、上下端部は、それぞれ上部端栓8および下部端栓
9により密封溶接されている。燃料棒内上部には、燃料
プレナム部のスペースを保持するようプレナムスプリン
グ10が挿入されている。燃料有効長は、燃料ベレット
6が装填されている上端から下端までの長さを指し、本
実施例では約3.7mである。
燃料被覆管7の外径は12酩程度で、燃料べVノドの外
径は約10鴎である。
本実施例の燃料棒は、燃料ベレット6として中実ペレツ
) 6aと中空ペレッ) 6bを同一燃料棒内に有する
ことを特徴としている。中実ペレット6aは燃料棒の下
部(4)に、中空ペレット6bは燃料棒の上部(B)に
装填される。本実施例に於いて中空ペレッ) 6bの中
空部の直径は約3Nである。
本実施例においては、中空ペレットを内蔵する燃料棒は
、8×8正方格子状の燃料集合体中の全ての燃料棒62
本(格子中の残り2本はウォータロッド)に適用してい
るが、効果に応じて部分的に採用、すなわち62本中の
何本かの燃料棒のみ上部に中空ペレットを装填したもの
とすることも可能である。
本実施例における燃料棒の中空部と中実部の冷温−高温
反応度差を比較して夫々示したのが第4図である。この
図は燃焼に伴って冷温−高温反応度差が変化する様子を
示している。図中の曲線1が中実ペレットを装填してい
る部分(中実部)の冷温−高温反応度差を、曲線2が中
空ペレットを装填している部分(中空部)の同反応度差
を示している。
第4図に示すように、燃焼を通じて冷温−高温反応度差
は、中空部の方が小さくなっており、燃焼が進むと、差
は一層顕著になっている。一般に冷温−高温反応度差が
小さい程、炉停止余裕は大きくとれる。逆に同程度の炉
停止余裕を確保していても冷温−高温反応度差の小さい
燃料の方が、燃料濃縮度を高くしたシ経済性をより向上
させることができる。
第5図は本実施例における中空ペレット長さを変化させ
た場合の冷温−高温反応度差低減効果の変化を相対値で
示す。本図に示すように、中空ペレットを燃料有効長の
上端から燃料有効長のV3より下の所まで装填した場合
には、上記低減効果は最大の場合の1/10以下となり
、はとんど効かないことがわかる。これは、冷温時には
軸方向出力分布が第1図に示すように上部に歪んでいる
ため炉心下部では出力がほとんど出ておらず、したがっ
て、この部分の寄与はほとんど無いからである。
従って中空ペレットを装荷する部分は燃料の有効長の上
部1/3よシ上に装荷するのが適当である。
冷温−高温反応度差低減効果は主として出力分布の形に
依存するため、中空ペレットの仕様、例えば中空部の直
径や、中空ペレット入シの燃料棒本数が変わっても、軸
方向の冷温−高温反応度差低減効果の相対関係は変わら
ない。
また中空ペレットによシ燃料棒中のウラン装荷量が少な
くなるため、中空ペレットの量が多い程、炉心へのウラ
ン装荷量が減る。しかし、燃料経済性上は、炉心へのウ
ラン装荷量は多い程好ましい。したがって、この観点か
らも中空ペレットは炉心上部の前記有効部分のみに装荷
するのが適切である。
以上述べた実施例においては、燃料集合体中の全燃料棒
について中空ペレットを上部に装荷しているが、中空ベ
レット装荷の燃料棒本数は、炉停止余裕の必要量がもつ
と少なくてよい場合は、減らすことができる。中空ペレ
ットの中空部の径についても同様で、炉停止余裕の所要
量に応じて適切な径を選ぶととができる。これらの場合
、冷温−高温反応度差の減少効果の絶対値は、中空ベレ
ット入シ燃料棒の本数や、中空ペレットの中空部の径に
より変化するが、第5図の軸方向の相対関係はほとんど
変化しない。
したがって中空ペレットを入れる長さは、常に燃料有効
長の上刃・ら1/3まででよい。
〔発明の効果〕
本発明によれば、燃料集合体や燃料棒の外形寸法を従来
と何ら変更することなく、ペレットの仕様変更のみで冷
温−高温反応度差を小さくすることができ、原子炉の安
全上重要な炉停止余裕を増大させることができる。また
同程度の炉停止余裕の場合、よシ高濃縮度の燃料を採用
でき、燃料経済性をより一層向上させることが゛できる
。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の一実施例に係る燃料棒の構造を示す図
、第2図は冷温時炉心平均軸方向出力分布の例示図、第
3図は沸騰水型燃料集合体の例示図、第4図は燃焼度と
中空部および中実部の冷温−高温反応度差との関係を示
す図、第5図は中空ベレット装荷長さと冷温−高温反応
度差低減効果との関係を示す図。 l・・・燃料棒      6・・・燃料ペレット6a
・・・中実燃料ベレツ)  6b・・・中空燃料ペレッ
ト。 第1図 第2図 漆目 文才 土 力 第3図 第4図 f焼夏

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 密封被覆管内に核分裂性燃料物質を収容した燃料棒
    の複数本を格子状に配列した沸騰型原子炉用の燃料集合
    体において、燃料棒とその周りの液体減速材とを含む単
    位セル中の減速材対燃料の体積比率が、燃料棒の上部領
    域と下部領域とで異り、上部領域の該体積比率が下部領
    域のそれより大きいことを特徴とする燃料集合体。 2 前記の上部領域と下部領域との境界面は、燃料棒の
    核燃料物質の封入されている有効長の上端から該有効長
    の1/3の長さだけ下がつた位置より上に存在する特許
    請求の範囲第1項記載の燃料集合体。
JP59128847A 1984-06-22 1984-06-22 沸騰型原子炉用の燃料集合体 Pending JPS618696A (ja)

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JP59128847A JPS618696A (ja) 1984-06-22 1984-06-22 沸騰型原子炉用の燃料集合体

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JP59128847A JPS618696A (ja) 1984-06-22 1984-06-22 沸騰型原子炉用の燃料集合体

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JPS618696A true JPS618696A (ja) 1986-01-16

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ID=14994848

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JP59128847A Pending JPS618696A (ja) 1984-06-22 1984-06-22 沸騰型原子炉用の燃料集合体

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Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS54162086A (en) * 1978-06-13 1979-12-22 Nippon Atom Ind Group Co Ltd Reactor
JPS59102188A (ja) * 1982-12-06 1984-06-13 株式会社東芝 燃料集合体
JPS59147295A (ja) * 1983-02-10 1984-08-23 株式会社東芝 燃料集合体

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS54162086A (en) * 1978-06-13 1979-12-22 Nippon Atom Ind Group Co Ltd Reactor
JPS59102188A (ja) * 1982-12-06 1984-06-13 株式会社東芝 燃料集合体
JPS59147295A (ja) * 1983-02-10 1984-08-23 株式会社東芝 燃料集合体

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