JPH0452912B2 - - Google Patents
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- JPH0452912B2 JPH0452912B2 JP59110778A JP11077884A JPH0452912B2 JP H0452912 B2 JPH0452912 B2 JP H0452912B2 JP 59110778 A JP59110778 A JP 59110778A JP 11077884 A JP11077884 A JP 11077884A JP H0452912 B2 JPH0452912 B2 JP H0452912B2
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Classifications
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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
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Inert Electrodes (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、燃料集合体に係り、特に沸騰水型原
子炉に適用するのに好適な燃料集合体に関するも
のである。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Field of Application of the Invention] The present invention relates to a fuel assembly, and particularly to a fuel assembly suitable for application to a boiling water nuclear reactor.
沸騰水型原子炉の炉心は、特公昭57−476号公
報に示されるように多数の燃料集合体が相互間に
ギヤツプを形成するように格子状に配置され、隣
接する４体の燃料集合体の間に十字形の制御棒を
挿入するように構成されている。燃料集合体は、
内部に多数の燃料ペレツトを充填した複数の燃料
棒、上部及び下部タイプレート及びチヤンネルボ
ツクスを有している。燃料棒の上下端部は、上部
及び下部タイプレートにてそれぞれ保持されてい
る。チヤンネルボツクスは、上部タイプレートに
取付けられ、上部及び下部タイプレートにて保持
された燃料棒の束の外側を取囲んでいる。
In the core of a boiling water reactor, as shown in Japanese Patent Publication No. 57-476, a large number of fuel assemblies are arranged in a lattice shape with gaps between them, and four adjacent fuel assemblies The structure is such that a cross-shaped control rod is inserted between them. The fuel assembly is
It has a plurality of fuel rods filled with a large number of fuel pellets, upper and lower tie plates, and a channel box. The upper and lower ends of the fuel rods are held by upper and lower tie plates, respectively. The channel box is attached to the upper tie plate and surrounds the outside of the bundle of fuel rods held by the upper and lower tie plates.
冷却水は、燃料集合体の下端から上端に向つて
チヤンネルボツクス内を流れる。冷却水は、チヤ
ンネルボツクス内を上昇する間に燃料棒にて加熱
されて蒸気となる。このため、燃料集合体内の上
部では、冷却水と蒸気との二相流状態となる。燃
料集合体相互間に形成されるギヤツプにも、冷却
水が流れる。この冷却水は、沸騰せず、飽和水に
なつている。このように炉心の横断面において二
相流の領域と飽和水の領域が偏在することは、燃
料集合体の局所出力ピーキングを増大させること
につながる。さらに、燃料集合体相互間のギヤツ
プに存在する冷却水が中性子の減速に対して有効
に寄与せずに中性子を無駄に吸収するので、燃料
経済性が悪化する。 Cooling water flows within the channel box from the lower end to the upper end of the fuel assembly. As the cooling water rises within the channel box, it is heated by the fuel rods and becomes steam. Therefore, a two-phase flow state of cooling water and steam occurs in the upper part of the fuel assembly. Cooling water also flows through gaps formed between fuel assemblies. This cooling water does not boil and is saturated water. This uneven distribution of the two-phase flow region and the saturated water region in the cross section of the core leads to an increase in local power peaking of the fuel assembly. Furthermore, the cooling water present in the gap between the fuel assemblies does not effectively contribute to the moderation of neutrons, but wastefully absorbs neutrons, resulting in poor fuel economy.
このような問題を解決するものとして、特開昭
52−112096号公報の第１図に示された炉心が提案
されている。この炉心は、４体の燃料集合体を取
囲む大きさのチヤンネルボツクス内に、チヤンネ
ルボツクスを有しない４体の燃料集合体を配置
し、制御棒は、大きなチヤンネルボツクス相互間
に形成されるギヤツプ内に挿入されている。この
ような炉心では、制御棒に面していない反対側で
の燃料集合体相互間のギヤツプを狭くすることが
でき、しかも１つのチヤンネルボツクス内で４体
の燃料集合体間で冷却水が自由に移動できる。こ
のため、二相流と飽和水の偏在が緩和されるの
で、炉心の半径方向における出力分布の平坦化及
び燃料経済性の度合いがよくなる。 As a solution to this problem, JP-A-Sho
The core shown in Figure 1 of Publication No. 52-112096 has been proposed. In this core, four fuel assemblies without channel boxes are arranged in a channel box large enough to surround the four fuel assemblies, and the control rods are connected to the gaps formed between the large channel boxes. inserted inside. In such a core, the gap between the fuel assemblies on the opposite side facing the control rods can be narrowed, and cooling water can freely flow between the four fuel assemblies in one channel box. You can move to Therefore, the two-phase flow and the uneven distribution of saturated water are alleviated, so that the power distribution in the radial direction of the core is flattened and the degree of fuel economy is improved.
しかしながら、特開昭52−112096号公報では、
チヤンネルボツクスが炉心支持板に設置される燃
料支持金具にボルト等で取付けられている。この
ような炉心構成は、複雑な構造であるがために、
下端部に円形のスピードリミツタを有する制御棒
及び燃料支持金具の交換が面倒になる。燃料支持
金具は、特開昭52−64590号公報に示されるよう
に中央に制御棒が挿入される十字状の貫通孔が設
けられ、その周囲に下部タイプレートが据付けら
れる４つの円形の孔が設けられている。燃料支持
金具の４つの円形の孔には、特開昭52−112096号
公報の第１図に示す制御棒１２を取囲む４体の燃
料集合体１０の下部タイプレートが嵌合される。
従つて、制御棒及び燃料支持金具を交換する場合
には、燃料集合体を取出すとともにチヤンネルボ
ツクス１１を燃料支持金具から取外さなければな
らない。 However, in Japanese Patent Application Laid-open No. 52-112096,
The channel box is attached to the fuel support fitting installed on the core support plate with bolts or the like. Because this type of core configuration is complex,
Control rods and fuel support fittings that have circular speed limiters at their lower ends become troublesome to replace. As shown in Japanese Unexamined Patent Publication No. 52-64590, the fuel support fitting has a cross-shaped through hole in the center into which the control rod is inserted, and four circular holes around which the lower tie plate is installed. It is provided. The lower tie plates of the four fuel assemblies 10 surrounding the control rod 12 shown in FIG. 1 of Japanese Patent Application Laid-Open No. 52-112096 are fitted into the four circular holes of the fuel support fitting.
Therefore, when replacing the control rods and fuel support fittings, it is necessary to take out the fuel assembly and remove the channel box 11 from the fuel support fittings.
〔発明の目的〕
本発明の目的は、燃料経済性が高くしかも制御
棒の交換が容易にできる燃料集合体を提供するこ
とにある。[Object of the Invention] An object of the present invention is to provide a fuel assembly that has high fuel economy and allows for easy control rod replacement.
本発明の他の目的は、燃料集合体の耐震性を向
上させたことにある。 Another object of the present invention is to improve the earthquake resistance of a fuel assembly.
本発明の特徴は、燃料集合体の隣り合う２辺に
制御棒ガイド部材を設けたことにある。
A feature of the present invention is that control rod guide members are provided on two adjacent sides of the fuel assembly.
本発明の他の特徴は、燃料集合体の制御棒に面
するコーナ部に対して反対側にある燃料集合体の
コーナ部付近に支持棒を設けたことにある。 Another feature of the invention is that a support rod is provided near the corner of the fuel assembly opposite to the corner of the fuel assembly facing the control rod.
従来の沸騰水型原子炉の炉心においては、前述
したように燃料集合体相互間にギヤツプ水が存在
する。このギヤツプ水により燃料集合体周辺部と
中心部間で水(H)対ウラン(U)比が大きく異なる。第
５図は中性子無限増倍率と水対ウラン比の関係を
示したものである。水対ウラン比を大きくする
と、水による中性子減速効果が有効になり一般に
中性子無限増倍率は上昇する。しかし、水対ウラ
ン比がある値以上になると、減速効果による中性
子無限増倍率の増加分と、水の中性子吸収効果に
よる減少分がほぼ等しくなり中性子無限増倍率が
上昇しなくなる。第４図に記した点Ａ，Ｂ及びＣ
は、それぞれ燃料集合体の平均中性子無限増倍
率、燃料集合体周辺部の中性子無限増倍率及び燃
料集合体中心部の中性子無限増倍率を示す。従来
の燃料集合体では、ギヤツプ水に面した燃料集合
体周辺部の燃料棒と、それ以外の燃料集合体中心
部の燃料棒の数は、ほぼ同数であり、燃料集合体
平均の中性子無限増倍率（点Ａ）は、点Ｂ、点Ｃ
の平均値になつている。 In the core of a conventional boiling water reactor, gap water exists between fuel assemblies as described above. Due to this gap water, the ratio of water (H) to uranium (U) differs greatly between the periphery and the center of the fuel assembly. Figure 5 shows the relationship between the infinite neutron multiplication factor and the water to uranium ratio. When the water-to-uranium ratio is increased, the neutron moderating effect of water becomes effective, and the infinite neutron multiplication factor generally increases. However, when the water-to-uranium ratio exceeds a certain value, the increase in the infinite neutron multiplication factor due to the moderating effect and the decrease due to the neutron absorption effect of water are approximately equal, and the infinite neutron multiplication factor no longer increases. Points A, B and C marked in Figure 4
represent the average neutron infinite multiplication factor of the fuel assembly, the neutron infinite multiplication factor at the periphery of the fuel assembly, and the neutron infinite multiplication factor at the center of the fuel assembly, respectively. In conventional fuel assemblies, the number of fuel rods in the periphery of the fuel assembly facing the gap water and the number of fuel rods in the center of the fuel assembly other than that are almost the same, and the average number of neutrons in the fuel assembly is infinite. Magnification (point A), point B, point C
has become the average value.
局所出力ピーキング係数を低く抑え、かつ燃料
経済性を向上させるには、第４図より燃料集合体
中心部の水対ウラン比を大きくすればよいことが
分かる。そこで制御棒が挿入されない側のチヤン
ネルボツクスの側壁をとりはらい、丁度、制御棒
とは反対側の水ギヤツプがなくなるように燃料間
隔を拡大し、隣りあつた４体の燃料集合体の燃料
棒が16×16の正方格子の大型燃料集合体を構成す
る構造を考えた。単位格子の水対ウラン比が増大
する結果、燃料集合体周辺部及び中心部の中性子
無限増倍率は第４図で点Ｂから点B′に、また点
Ｃから点C′に変化する。燃料集合体中心部は減速
不足領域であるため、水対ウラン比の増大に伴い
中性子無限増倍率が大きく増加し、燃料集合体周
辺部の中性子無限増倍率とほぼ等しくなる。その
結果、燃料集合体周辺部の燃料棒の割合が1/2か
ら1/4に減少したにもかかわらず、燃料集合体平
均の中性子無限増倍率（第４図点A′）は、従来
の点Ａよりも高くなる。 It can be seen from FIG. 4 that in order to keep the local power peaking coefficient low and improve fuel economy, the water to uranium ratio in the center of the fuel assembly should be increased. Therefore, the side wall of the channel box on the side where the control rods are not inserted was removed, and the fuel spacing was expanded so that the water gap on the side opposite to the control rods was eliminated, and the fuel rods of the four adjacent fuel assemblies were expanded to 16 We considered a structure that constitutes a large fuel assembly with a ×16 square lattice. As a result of the increase in the water-to-uranium ratio of the unit cell, the infinite neutron multiplication factors at the periphery and center of the fuel assembly change from point B to point B' and from point C to point C' in FIG. Since the center of the fuel assembly is an insufficient deceleration region, the infinite neutron multiplication factor increases greatly as the water-to-uranium ratio increases, and becomes almost equal to the infinite neutron multiplication factor at the periphery of the fuel assembly. As a result, even though the proportion of fuel rods in the periphery of the fuel assembly decreased from 1/2 to 1/4, the average neutron infinite multiplication factor of the fuel assembly (point A' in Figure 4) was lower than that of the conventional one. It will be higher than point A.
また、チヤンネルボツクスの側壁及びギヤツプ
水が減少するため熱中性子の無駄な吸収がなくな
り、中性子利用率が向上する。さらに、冷却材の
流路断面積が増加することにより、流量制御によ
るスペクトルシフト幅が増大し、省ウランが実現
できる。 Furthermore, since the side walls of the channel box and the gap water are reduced, wasteful absorption of thermal neutrons is eliminated, and the neutron utilization rate is improved. Furthermore, by increasing the cross-sectional area of the coolant flow path, the spectrum shift width due to flow rate control increases, making it possible to save uranium.
単位格子の水対ウラン比が増大したことを利用
し、ウラン装荷重を増大する可能性がでてくる。
これは燃焼度一定で燃料集合体の寿命を延長でき
ることになり燃料経済性が向上する。 Taking advantage of the increased water-to-uranium ratio in the unit cell, it is possible to increase the uranium loading.
This makes it possible to extend the life of the fuel assembly with a constant burnup, thereby improving fuel economy.
一方、冷却材の流路断面積が増大し、燃料集合
体の圧力損失が低下する結果、安定性が向上す
る。 On the other hand, the cross-sectional area of the coolant flow path increases and the pressure loss of the fuel assembly decreases, resulting in improved stability.
沸騰水型原子炉に適用した本発明の好適な一実
施例である燃料集合体を第１図に示す。本実施例
の燃料集合体１は、上部タイプレート３、下部タ
イプレート４、スペーサ５及び複数の燃料棒６か
らなる燃料バンドル２に、Ｌ字型の側板７を取付
けたものである。燃料バンドル２は、燃料棒６の
上、下端部を上部タイプレート３及び下部タイプ
レート４に保持し、軸方向に燃料棒６相互の接触
を防止するスペーサ５を軸方向に複数個配置して
構成される。上部タイプレート３及び下部タイプ
レート４の燃料棒６を保持している部分の断面
は、正方形になつている。上部タイプレート３と
下部タイプレート４は、図示されていないが内部
に燃料ペレツトを有する複数本のタイロツドによ
つて連結されている。第３図に示すように燃料集
合体１は、２本のウオータロツド９を有してい
る。Ｌ字型の側板７は、ジルカロイ製であつてそ
のコーナが上部タイプレート３及び下部タイプレ
ート４の１つのコーナに対向し、側板７の二辺が
各タイプレートの二辺に対向するように取付けら
れる。側板７は、各スペーサ５にねじにて取付け
られる。側板７は、上部タイプレート３に取付け
てもよい。側板７は、制御棒のガイド部材であ
る。スペーサ５は、ウオータロツド９に取付けら
れる。
FIG. 1 shows a fuel assembly that is a preferred embodiment of the present invention applied to a boiling water reactor. The fuel assembly 1 of this embodiment has an L-shaped side plate 7 attached to a fuel bundle 2 consisting of an upper tie plate 3, a lower tie plate 4, a spacer 5, and a plurality of fuel rods 6. The fuel bundle 2 holds the upper and lower ends of the fuel rods 6 on an upper tie plate 3 and a lower tie plate 4, and has a plurality of spacers 5 arranged in the axial direction to prevent the fuel rods 6 from coming into contact with each other in the axial direction. configured. The cross sections of the portions of the upper tie plate 3 and lower tie plate 4 that hold the fuel rods 6 are square. The upper tie plate 3 and the lower tie plate 4 are connected by a plurality of tie rods (not shown) having fuel pellets inside. As shown in FIG. 3, the fuel assembly 1 has two water rods 9. The L-shaped side plate 7 is made of Zircaloy, and its corner is opposed to one corner of the upper tie plate 3 and lower tie plate 4, and the two sides of the side plate 7 are opposed to the two sides of each tie plate. Installed. The side plate 7 is attached to each spacer 5 with screws. The side plate 7 may be attached to the upper tie plate 3. The side plate 7 is a guide member for the control rod. Spacer 5 is attached to water rod 9.
燃料集合体１の下部タイプレート４の冷却水流
入口８の中心軸は、第２図に示すように燃料集合
体の中心軸とずれている。すなわち、前者の中心
軸は、後者の中心軸よりも側板７のコーナ側にず
れている。これは、従来用いていた燃料支持金具
に燃料集合体１の下部タイプレートを挿入しやす
くするためである。 The central axis of the cooling water inlet 8 of the lower tie plate 4 of the fuel assembly 1 is offset from the central axis of the fuel assembly, as shown in FIG. That is, the central axis of the former is shifted toward the corner side of the side plate 7 from the central axis of the latter. This is to make it easier to insert the lower tie plate of the fuel assembly 1 into the conventionally used fuel support fitting.
第３図は、燃料集合体１にて構成した炉心の局
部横断面である。４体の燃料集合体１は、側板７
のない部分が向き合つて配置されている。４体の
燃料集合体１の間に中性子検出器１２が設置され
ている。このように配置することによつて燃料集
合体１の側板７は、制御棒１１側を向いてそれと
対向している。 FIG. 3 is a local cross-section of the reactor core made up of the fuel assemblies 1. The four fuel assemblies 1 have side plates 7
The parts without are placed facing each other. A neutron detector 12 is installed between the four fuel assemblies 1. With this arrangement, the side plate 7 of the fuel assembly 1 faces the control rod 11 side and faces it.
本実施例では、側板７のない部分で隣接してい
る２体の燃料集合体１間の水ギヤツプがなくな
り、それらの燃料集合体で互いに向きあつた燃料
棒６の中心間隔は17.65mmである（従来の燃料集
合体を用いた炉心では、38.6mm）。また、各燃料
集合体１内の燃料棒６相互の中心間隔は17.65mm
であつて、従来の８行８列の燃料集合体のそれ
（16.26mm）よりも広くなつている。 In this embodiment, there is no water gap between two adjacent fuel assemblies 1 in the part without the side plate 7, and the center distance between the fuel rods 6 facing each other in these fuel assemblies is 17.65 mm. (38.6 mm for a core using conventional fuel assemblies). Also, the center distance between the fuel rods 6 in each fuel assembly 1 is 17.65 mm.
It is wider than the conventional 8 rows by 8 columns fuel assembly (16.26 mm).
単位燃料棒格子の水平断面の冷却材流路断面積
と二酸化ウラン（燃料ペレツト）断面積の比は、
1.75から2.32に約1.32倍に増加し、その結果、水
対ウラン比が増加する。燃料集合体中心部の中性
子の平均エネルギーが低下することで、燃料集合
体が均質に近づき、燃料経済性が向上する。水対
ウラン断面積比と炉心平均の中性子無限増倍率の
関係を第８図に示す。燃料集合体が均質に近づい
たことにより、制御棒１１に面した燃料集合体コ
ーナ部の燃料棒を除き、濃縮度分布を付ける必要
がない。また、燃料集合体中心部の中性子減速効
果が増大したため、水ロツド９を不要にでき、そ
れによりウラン装荷量が約２％増加できる。その
結果、燃焼度を増加させなくとも連続運転期間が
延長できる。 The ratio of the cross-sectional area of the coolant flow path and the cross-sectional area of uranium dioxide (fuel pellets) in the horizontal cross section of the unit fuel rod grid is:
It increases approximately 1.32 times from 1.75 to 2.32, resulting in an increase in the water-to-uranium ratio. By lowering the average energy of neutrons at the center of the fuel assembly, the fuel assembly becomes more homogeneous, improving fuel economy. Figure 8 shows the relationship between the water-to-uranium cross-sectional area ratio and the core average infinite neutron multiplication factor. Since the fuel assembly has become nearly homogeneous, there is no need to provide an enrichment distribution except for the fuel rods at the corners of the fuel assembly facing the control rods 11. Furthermore, since the neutron moderating effect at the center of the fuel assembly has increased, the water rod 9 can be made unnecessary, and the amount of uranium loaded can thereby be increased by about 2%. As a result, the continuous operation period can be extended without increasing burnup.
また、冷却材流路断面積が32％増加することに
より、冷却材流量が一定の場合、流速が従来の75
％に低下し、圧力損失は従来の57％に低下する。 Additionally, by increasing the cross-sectional area of the coolant flow path by 32%, when the coolant flow rate is constant, the flow rate is lower than that of the conventional 75%.
%, and the pressure loss is reduced to 57% of the conventional value.
その結果、省ウラン７％低減、安定性減衰係数
λの値が約1/2になる。 As a result, the uranium saving is reduced by 7%, and the value of the stability damping coefficient λ is reduced to approximately 1/2.
燃料集合体１を装荷した炉心では、４体の制御
棒１１で囲まれた４体の燃料集合体１間で横方向
の冷却水の混合が生じる。この横方向流れには、
乱流混合現象およびボイドドリフト現象による流
れがある。乱流混合現象は、一般にボイド分布を
平坦化する。すなわち、高出力燃料集合体領域と
低出力燃料集合体領域のボイド率を平坦化するよ
うに機能する。一方、ボイドドリフト現象は、蒸
気は冷却水の流速の大きい領域に、すなわち質量
流量の大きい領域に集まり、その反作用として水
は逆方向に流れるという現象であり、上記の炉心
構造においてこれもボイド分布を平坦化する方向
に寄与する。したがつて、高出力の燃料集合体部
分でのボイド率は、従来のように一つの燃料集合
体がチヤンネルボツクスで仕切られている場合よ
りも小さくなり、冷却水流量は逆に増加する。こ
れにより、高出力燃料集合体部分での熱的余裕は
増加する。また高出力燃料集合体部分は、中性子
無限増倍率が大きい領域であり、その領域でボイ
ド率が小さくなるため、炉心全体での実効増倍率
は従来の炉心構造の場合よりも増加する。 In the core loaded with the fuel assemblies 1, cooling water mixes in the lateral direction between the four fuel assemblies 1 surrounded by the four control rods 11. This lateral flow has
There are flows due to turbulent mixing phenomena and void drift phenomena. Turbulent mixing phenomena generally flatten the void distribution. That is, it functions to flatten the void ratio in the high output fuel assembly region and the low output fuel assembly region. On the other hand, the void drift phenomenon is a phenomenon in which steam gathers in areas where the cooling water flow rate is high, that is, in areas where the mass flow rate is high, and as a reaction, water flows in the opposite direction.In the above core structure, this also occurs due to the void distribution. This contributes to flattening the area. Therefore, the void ratio in the high-output fuel assembly portion becomes smaller than in the conventional case where one fuel assembly is partitioned by channel boxes, and the flow rate of cooling water increases. This increases the thermal margin in the high power fuel assembly section. In addition, the high-power fuel assembly portion is a region where the infinite neutron multiplication factor is large, and the void fraction is small in that region, so the effective multiplication factor of the entire core is increased compared to the case of a conventional core structure.
また、燃料集合体１を装荷した炉心では、チヤ
ンネルボツクスの側壁及びギヤツプ水が減少する
ため、熱中性子の無駄な吸収がなくなり、中性子
利用率が向上する。また、冷却水の流路断面積が
増加することにより、流量制御によるスペクトル
シフト幅が増大し、省ウランが実現できる。さら
に、圧力損失が低下する結果、炉心安定性が向上
するとともに、制御棒挿入領域の間隙減少を低減
することができる。 Furthermore, in the core loaded with the fuel assembly 1, the side walls of the channel box and the gap water are reduced, so that wasteful absorption of thermal neutrons is eliminated, and the neutron utilization rate is improved. Furthermore, by increasing the cross-sectional area of the cooling water flow path, the spectrum shift width due to flow rate control increases, making it possible to save uranium. Furthermore, as a result of the pressure drop being reduced, core stability is improved and gap reduction in the control rod insertion region can be reduced.
本実施例の燃料集合体１の側板７は、原子炉の
出力制御のために制御棒１１を上下方向に移動す
る場合に、制御棒１１がスペーサ５及び燃料棒６
等に接触することによる制御棒１１の移動を阻害
されることを防止し、制御棒１１の円滑な移動を
図つている。また、制御棒１１と燃料棒６が接触
することによる燃料棒６の損傷を防止している。
制御棒１１には図示されていないがその先端部に
ガイドローラが設けられているので、側板７をＬ
字型ではなくガイドローラが軸方向に移動する部
分に配置されるよう細長い板状にしてもよい。 The side plate 7 of the fuel assembly 1 of this embodiment is arranged such that when the control rod 11 is moved vertically to control the output of the nuclear reactor, the control rod 11 is connected to the spacer 5 and the fuel rod 6.
This prevents the movement of the control rod 11 from being hindered by contact with other objects, etc., thereby ensuring smooth movement of the control rod 11. Further, damage to the fuel rods 6 due to contact between the control rods 11 and the fuel rods 6 is prevented.
Although not shown in the figure, the control rod 11 is provided with a guide roller at its tip, so the side plate 7 is
Instead of a letter shape, it may be an elongated plate shape so that the guide roller is disposed in the part where it moves in the axial direction.
側板７は、燃料集合体１とともに炉心より取出
すことができ、本実施例の炉心構成が単純化され
る。従つて、制御棒１１の周囲に存在する４体の
燃料集合体１を炉心から取出すことによつて制御
棒１１及び燃料支持金具の交換を容易に実施する
ことができる。 The side plate 7 can be taken out from the core together with the fuel assembly 1, and the core configuration of this embodiment is simplified. Therefore, by taking out the four fuel assemblies 1 existing around the control rod 11 from the core, the control rod 11 and fuel support fittings can be easily replaced.
さらに、燃料集合体１は、制御棒１１及び中性
子検出器１２に面するコーナを除く他のコーナを
結ぶ直線（第３図の直線B1，B2）を境に制御棒
１１に近い第１領域と制御棒１１よりも遠い領域
の２つの領域にわけた時、後者の領域に配置され
る連結棒であるタイロツドの本数を前者の領域よ
りも多くしているので、耐震性が向上する。第１
領域でタイロツドの本数の少ない分の剛性は、側
板７によつて確保されている。本実施例では、燃
料集合体横断面において剛性のバラツキが少な
い。 Furthermore, the fuel assembly 1 is located at a first point near the control rod 11 with a straight line connecting the control rod 11 and the corners other than the corner facing the neutron detector 12 (straight lines B 1 and B 2 in FIG. 3) as a boundary. When divided into two regions, a region and a region farther from the control rod 11, the number of tie rods, which are connecting rods, arranged in the latter region is greater than in the former region, so that earthquake resistance is improved. 1st
Rigidity corresponding to the small number of tie rods in the area is ensured by the side plates 7. In this embodiment, there is little variation in rigidity in the cross section of the fuel assembly.
本発明の他の実施例である燃料集合体を第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１５は、燃料集合体１のスペーサ５に代え
て支持格子１６を用いたものであつてその他の構
成は燃料集合体１と同一である。 A fuel assembly which is another embodiment of the present invention will be explained based on FIGS. 5 and 6. The fuel assembly 15 of this embodiment uses a support grid 16 in place of the spacer 5 of the fuel assembly 1, and has the same structure as the fuel assembly 1 in other respects.
支持格子１６は、従来のスペーサ５に代わるも
ので、第６図に示すごとく、インコネル板を打ち
抜いた一体型のものである。燃料棒６は支持格子
１６に設置した突起（デインプルおよび板バネに
より支持する。軸方向に配置された７個の支持格
子１６は、上部タイプレート３及び下部タイプレ
ート４に保持された側板７に取付けられる。この
支持格子１６を用いることによつて燃料集合体１
５の剛性が燃料集合体１より増大する。他の効果
は、燃料集合体１と同じである。 The support grid 16 replaces the conventional spacer 5, and is an integral type made by punching out an Inconel plate, as shown in FIG. The fuel rods 6 are supported by protrusions (dimples and leaf springs) installed on the support grid 16. The seven support grids 16 arranged in the axial direction By using this support grid 16, the fuel assembly 1
The rigidity of fuel assembly 5 is greater than that of fuel assembly 1. Other effects are the same as fuel assembly 1.
本発明の他の実施例である燃料集合体にて構成
した炉心の横断面を第７図に示す。本実施例の燃
料集合体１７は、燃料棒６及びウオータロツド９
を９行９列に配置したものである。隣接する燃料
棒６中心間の距離は15.69mmである。本実施例で
は、タイロツドが用いられず、ウオータロツドに
て上部タイプレート３と下部タイプレート４が連
結されている。ウオータロツドの本数は、前述の
第１領域よりも第２領域が多くなつている。本実
施例の他の構成は、燃料集合体１と同一である。 FIG. 7 shows a cross section of a reactor core constructed from fuel assemblies according to another embodiment of the present invention. The fuel assembly 17 of this embodiment includes fuel rods 6 and water rods 9.
are arranged in 9 rows and 9 columns. The distance between the centers of adjacent fuel rods 6 is 15.69 mm. In this embodiment, no tie rod is used, and the upper tie plate 3 and lower tie plate 4 are connected by a water rod. The number of waterrods is greater in the second area than in the first area. The other configuration of this embodiment is the same as that of the fuel assembly 1.
本実施例では、燃料集合体１と同じ効果が得ら
れる。さらに燃料棒６の本数が増加しているの
で、燃料棒１本あたりの発熱量が燃料集合体１及
び１５の約80％となる。その結果、最小限界出力
比（MCPR）は燃料集合体１及び１５に比べて
５％以上増加し、熱的余裕が増大する。また、冷
却水の流路断面積の増大により、圧力損失の小さ
い９×９燃料集合体を実現することができる。 In this embodiment, the same effects as the fuel assembly 1 can be obtained. Furthermore, since the number of fuel rods 6 is increased, the calorific value per fuel rod is about 80% of that of fuel assemblies 1 and 15. As a result, the minimum critical power ratio (MCPR) increases by more than 5% compared to fuel assemblies 1 and 15, and the thermal margin increases. Furthermore, by increasing the cross-sectional area of the cooling water flow path, a 9×9 fuel assembly with low pressure loss can be realized.
本発明によれば、燃料経済性が高くしかも制御
棒の交換の容易な単純な構造の炉心を得ることが
できる。さらに、
第２の特徴によれば、燃料集合体の横断面にお
いて剛性を均一化することができる。
According to the present invention, it is possible to obtain a reactor core with a simple structure that has high fuel economy and allows for easy control rod replacement. Furthermore, according to the second feature, the stiffness can be made uniform in the cross section of the fuel assembly.
第１図は本発明の好適な一実施例である燃料集
合体の斜視図、第２図は第１図の燃料集合体の縦
断面図、第３図は第１図の燃料集合体で構成した
沸騰水型原子炉の炉心の局部横断面図、第４図は
Ｈ／Ｕと中性子無限増倍率との関係を示す特性
図、第５図は本発明の他の実施例の斜視図、第６
図は第５図に示す支持格子の平面図、第７図は本
発明の他の実施例である燃料集合体にて構成した
炉心の他の実施例の局部横断面図である。
１，１５，１７……燃料集合体、２……燃料バ
ンドル、３……上部タイプレート、４……下部タ
イプレート、５……スペーサ、６……燃料棒、９
……ウオータロツド、１１……制御棒、１２……
中性子検出器。
FIG. 1 is a perspective view of a fuel assembly that is a preferred embodiment of the present invention, FIG. 2 is a longitudinal cross-sectional view of the fuel assembly shown in FIG. 1, and FIG. 3 is a fuel assembly composed of the fuel assembly shown in FIG. 1. FIG. 4 is a characteristic diagram showing the relationship between H/U and infinite neutron multiplication factor. FIG. 5 is a perspective view of another embodiment of the present invention. 6
This figure is a plan view of the support grid shown in FIG. 5, and FIG. 7 is a local cross-sectional view of another embodiment of a reactor core constructed from fuel assemblies, which is another embodiment of the present invention. 1, 15, 17... Fuel assembly, 2... Fuel bundle, 3... Upper tie plate, 4... Lower tie plate, 5... Spacer, 6... Fuel rod, 9
...Waterrod, 11...Control rod, 12...
Neutron detector.
Claims (1)
両端部が前記上部及び下部タイプレートに保持さ
れて内部に複数の燃料ペレツトを有する複数の燃
料棒とからなる燃料集合体において、前記燃料集
合体の制御棒に面する隣り合う二辺にのみ制御棒
ガイド部材を設けたことを特徴とする燃料集合
体。 ２ 上部タイプレートと、下部タイプレートと、
両端部が前記上部及び下部タイプレートに保持さ
れて内部に複数の燃料ペレツトを有する複数の燃
料棒とからなる燃料集合体において、前記燃料集
合体の制御棒に面する隣り合う二辺にのみ制御棒
ガイド部材を設け、前記上部タイプレートと前記
下部タイプレートを連結する連結棒を、前記制御
棒に近い領域と前記制御棒から遠い領域に前記燃
料集合体の横断面を分割した時に前者の領域より
も後者の領域に多く配置したことを特徴とする燃
料集合体。[Claims] 1. An upper tie plate, a lower tie plate,
In a fuel assembly consisting of a plurality of fuel rods having both ends held by the upper and lower tie plates and having a plurality of fuel pellets inside, control is provided only on two adjacent sides facing the control rods of the fuel assembly. A fuel assembly characterized by being provided with a rod guide member. 2 Upper tie plate, lower tie plate,
In a fuel assembly consisting of a plurality of fuel rods having both ends held by the upper and lower tie plates and having a plurality of fuel pellets inside, control is provided only on two adjacent sides facing the control rods of the fuel assembly. A rod guide member is provided, and when the connecting rod connecting the upper tie plate and the lower tie plate is divided into a region close to the control rod and a region far from the control rod, the cross section of the fuel assembly is divided into the former region. The fuel assembly is characterized in that more of the fuel is arranged in the latter region than in the latter region.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59110778A JPS60256085A (en) | 1984-06-01 | 1984-06-01 | Fuel aggregate |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59110778A JPS60256085A (en) | 1984-06-01 | 1984-06-01 | Fuel aggregate |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60256085A JPS60256085A (en) | 1985-12-17 |
| JPH0452912B2 true JPH0452912B2 (en) | 1992-08-25 |
Family
ID=14544363
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59110778A Granted JPS60256085A (en) | 1984-06-01 | 1984-06-01 | Fuel aggregate |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60256085A (en) |
-
1984
- 1984-06-01 JP JP59110778A patent/JPS60256085A/en active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS60256085A (en) | 1985-12-17 |
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