JP2012112841A - Fuel assembly and fuel rod - Google Patents
Fuel assembly and fuel rod Download PDFInfo
- Publication number
- JP2012112841A JP2012112841A JP2010262768A JP2010262768A JP2012112841A JP 2012112841 A JP2012112841 A JP 2012112841A JP 2010262768 A JP2010262768 A JP 2010262768A JP 2010262768 A JP2010262768 A JP 2010262768A JP 2012112841 A JP2012112841 A JP 2012112841A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- mox
- uranium
- cladding tube
- tie plate
- 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.)
- Withdrawn
Links
Images
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)
Abstract
Description
この発明は、MOX燃料を用いた燃料集合体および燃料棒に関する。 The present invention relates to a fuel assembly and a fuel rod using MOX fuel.
発電用軽水炉で一定期間使用された燃料は、炉心より取り出されて使用済み燃料プール等に一定期間保管され、その後に再処理工場に搬出される。再処理によって回収されたプルトニウムは再資源として取り出し、MOX燃料(二酸化プルトニウムと二酸化ウランの混合燃料)として再利用することになっている。現在、発生する使用済み燃料は発電需要と共に増大しているために、再処理工場が稼動しても国内で発生する使用済み燃料は再処理工場での処理容量を上回ることとなり、再処理されるまでの期間を適切に管理・貯蔵される必要がある。必要な貯蔵容量は、2010年で6,000tU規模、2020年で15,000tU規模であると予想されている。 The fuel used in the power generation light water reactor for a certain period is taken out from the core and stored in a spent fuel pool or the like for a certain period, and then transported to a reprocessing plant. The plutonium recovered by reprocessing is taken out as a recycled resource and reused as MOX fuel (mixed fuel of plutonium dioxide and uranium dioxide). Currently, the amount of spent fuel that is generated is increasing along with the demand for power generation, so even if the reprocessing plant is in operation, the spent fuel that is generated in the country will exceed the processing capacity of the reprocessing plant and will be reprocessed. Need to be properly managed and stored. The required storage capacity is expected to be 6,000 tU scale in 2010 and 15,000 tU scale in 2020.
原子力発電所の敷地内外にて使用済み燃料を管理・貯蔵する方法として、乾式キャスク貯蔵、コンクリートキャスク貯蔵等の乾式貯蔵方式および水プールの湿式貯蔵方式の各方式があるが、コスト的にもまた長期にわたる安定貯蔵を考えた場合においても乾式貯蔵が注目されている。乾式貯蔵方式のうち、現在国内で実用化されているキャスク貯蔵方式は、乾式キャスクの中に使用済み燃料を燃料集合体の状態で収納し貯蔵する方法である。キャスクによる貯蔵施設では、発電所での燃料仕様およびサイト使用済み燃料貯蔵プールでの保管期間により、様々な状態の使用済み燃料を貯蔵することが考えられ、燃料仕様ごとに輸送貯蔵兼用キャスクを設計する必要があった。 There are dry storage systems such as dry cask storage and concrete cask storage and water pool wet storage systems as methods for managing and storing spent fuel inside and outside the nuclear power plant site. Even when long-term stable storage is considered, dry storage is attracting attention. Among the dry storage systems, the cask storage system currently in practical use in Japan is a method of storing spent fuel in a dry cask and storing it in a fuel assembly state. In the cask storage facility, it may be possible to store spent fuel in various states depending on the fuel specifications at the power plant and the storage period in the site spent fuel storage pool. There was a need to do.
ところで、MOX燃料を軽水炉で燃焼させた結果として得られるMOX使用済み燃料では、同じ燃焼度のウラン燃料と比べてアクチナイド核種の量が増す。そのため、非特許文献1によれば、沸騰水型原子炉(BWR)燃料の一例では、MOX使用済み燃料で、ウラン使用済み燃料に比べて、Cm−242、Cm−244等により中性子放出率が7倍、Pu−238等により発熱量が4割増の傾向を示す。したがって、MOX使用済み燃料の輸送・貯蔵では、特に中性子遮蔽と除熱の対策が課題と考えられる。
By the way, in the MOX spent fuel obtained as a result of burning MOX fuel in a light water reactor, the amount of actinide nuclides increases compared to uranium fuel of the same burnup. Therefore, according to Non-Patent
中性子遮蔽能力と除熱能力の向上に向けて、MOX使用済み燃料に限らず従来から対策が検討されてきた。たとえば、遮蔽性能の確保の観点から特許文献1に見られるようにキャスク胴本体とバスケットセル外側の間に遮蔽ブロックを挿入するもの、特許文献2に見られるようにキャスクの軽量化や伝熱効率向上を目的として胴本体とバスケット間にアルミ合金製のダミーパイプを挿入する方式が考案されている。
In order to improve the neutron shielding ability and the heat removal ability, countermeasures have been examined not only for MOX spent fuel but also for the past. For example, from the viewpoint of ensuring the shielding performance, as shown in
MOX使用済み燃料集合体のキャスク内の収納方法については、特許文献3では、輸送・貯蔵キャスクにおいて臨界安全の観点から中性子増倍率を低減するためのウランとMOX使用済み燃料集合体の配置例が示されている。
Regarding the method for storing the MOX spent fuel assembly in the cask,
また、特許文献4や特許文献5には輸送貯蔵キャスクのバスケットにおいて、その集合体と略同重量の遮蔽体を配置することにより遮蔽効果を増して効率的な輸送、貯蔵を行なう方法が示されている。
特許文献1、2の従来例でみられるように、異なる燃料仕様に対して、それぞれの仕様・貯蔵状態に応じたキャスクの設計変更がなされるが、異なる燃料仕様に対してのバスケット内の使用済み燃料の具体的な配置方法については示されていない。
As can be seen in the conventional examples of
特許文献3では臨界安全対策のためのMOX使用済み燃料の配置例が示されているが、MOX使用済み燃料がバスケット周辺部にも配置されているためキャスクの径方向の外表面線量率が低減されず、また一部のMOX使用済み燃料が相互に隣接配置されているためにキャスクの蓋部、底部の外表面で局所的に線量率が増加し、中性子遮蔽の観点からキャスク外表面での中性子線量を低減することにはならない。
また、特許文献4、5においては、ステンレス鋼製の角管状の遮蔽体を、キャスクの内壁に接するバスケット周辺部に配置した場合、遮蔽効果が増すとしているが、一方では角管自身は中性子反射体としても振る舞うため、燃料集合体が収納された中央領域の中性子増倍が増し増倍中性子数も増すことになる。その結果、中性子線源の強さが増してその分だけ遮蔽効果の増加分は相殺されてしまう恐れがある。
In
今後、MOX燃料の使用を考えると、キャスクの設計変更をせずに従来の使用済み燃料の輸送・貯蔵キャスクを運用することによって、製造コストの上昇を抑制することは経済的メリットの一つとなる。 In the future, considering the use of MOX fuel, suppressing the increase in manufacturing costs by operating the conventional spent fuel transportation / storage cask without changing the design of the cask will be one of the economic benefits. .
本発明の目的は、MOX使用済み燃料を、従来使用されているキャスクで輸送・貯蔵できるよう、MOX燃料自体の構造をキャスク収納時の中性子遮蔽や除熱効果の高い構造にすることにある。 An object of the present invention is to make the structure of the MOX fuel itself a structure having a high neutron shielding and heat removal effect when storing the cask so that the MOX spent fuel can be transported and stored in a conventionally used cask.
上記目的を達成するために、本発明に係る燃料集合体は、それぞれが、被覆管と、前記被覆管の下端を密封する下部端栓と、前記被覆管の上端を密封する上部端栓と、前記下部端栓と上部端栓との間で前記被覆管内に封入されて上下方向に配列されて複数のウラン燃料ペレットと複数のMOX燃料ペレットとからなる複数の燃料ペレットと、を備えて、互いに平行に格子状に配列された複数のMOX燃料棒と、前記複数のMOX燃料棒の上部を束ねる上部タイプレートと、前記複数のMOX燃料棒の下部を束ねる下部タイプレートと、前記上部タイプレートと下部タイプレートの間で上下方向に互いに間隔をあけて配置されて前記複数のMOX燃料棒を水平方向に支持する複数個の燃料スペーサと、を有する燃料集合体において、前記MOX燃料棒の少なくとも下端および下端付近にウラン燃料ペレットが封入されており、ウラン燃料ペレットが封入されていない位置にMOX燃料ペレットが封入されていること、を特徴とする。 To achieve the above object, each of the fuel assemblies according to the present invention comprises a cladding tube, a lower end plug that seals the lower end of the cladding tube, and an upper end plug that seals the upper end of the cladding tube, A plurality of fuel pellets, each of which is enclosed in the cladding tube between the lower end plug and the upper end plug and is arranged in the vertical direction and includes a plurality of uranium fuel pellets and a plurality of MOX fuel pellets, A plurality of MOX fuel rods arranged in a grid in parallel; an upper tie plate for bundling upper portions of the plurality of MOX fuel rods; a lower tie plate for bundling lower portions of the plurality of MOX fuel rods; and the upper tie plate; A fuel assembly comprising: a plurality of fuel spacers that are spaced apart from each other in the vertical direction between the lower tie plates and support the plurality of MOX fuel rods in a horizontal direction; Charges and uranium fuel pellets sealed in the vicinity of at least the lower end and the lower end of the rod, the uranium fuel pellets are MOX fuel pellets are enclosed in a position that is not sealed, characterized by.
また、本発明に係る燃料棒は、被覆管と、前記被覆管の下端を密封する下部端栓と、前記被覆管の上端を密封する上部端栓と、前記下部端栓と上部端栓との間で前記被覆管内に封入されて上下方向に配列された複数の燃料ペレットと、を有するMOX燃料棒において、下端および下端付近にウラン燃料ペレットが封入されており、ウラン燃料ペレットが封入されていない位置にMOX燃料ペレットが封入されていること、を特徴とする。 The fuel rod according to the present invention includes a cladding tube, a lower end plug that seals a lower end of the cladding tube, an upper end plug that seals an upper end of the cladding tube, and the lower end plug and the upper end plug. In a MOX fuel rod having a plurality of fuel pellets sealed in the cladding tube and arranged in the vertical direction, uranium fuel pellets are sealed at the lower end and near the lower end, and the uranium fuel pellets are not sealed MOX fuel pellets are enclosed at the position.
本発明によれば、MOX使用済み燃料を、従来使用されているキャスクで輸送・貯蔵できるよう、キャスク収納時の中性子遮蔽や除熱効果の高いMOX燃料自体の構造にすることができる。 According to the present invention, the structure of the MOX fuel itself having a high neutron shielding effect and heat removal effect at the time of storing the cask can be used so that the MOX spent fuel can be transported and stored in a conventionally used cask.
以下に、図面を参照しながら本発明に係る燃料集合体の実施形態について説明する。ここで、互いに同一または類似の部分には共通の符号を付して重複説明は省略する。 Embodiments of a fuel assembly according to the present invention will be described below with reference to the drawings. Here, the same or similar parts are denoted by common reference numerals, and redundant description is omitted.
図1は、本発明に係る燃料集合体の一実施形態における各燃料棒の内部のMOX燃料とウラン燃料の軸方向配置を示す模式的な立断面図であって、(a)は長尺MOX燃料棒、(b)は長尺ガドリニア入りウラン燃料棒、(c)は短尺MOX燃料棒を示す。図2は本発明に係る燃料集合体の一実施形態の立断面図である。図3は図2のIII−III線矢視平断面図である。図4は図2のIV−IV線矢視平断面図である。図5は図2の燃料集合体の中の1本の長尺燃料棒を取り出して示す部分切欠き立面図である。図6は、図4の燃料集合体における各種燃料棒などの配置を示す平断面図である。 FIG. 1 is a schematic vertical sectional view showing the axial arrangement of MOX fuel and uranium fuel inside each fuel rod in an embodiment of a fuel assembly according to the present invention, wherein (a) is a long MOX fuel. Fuel rod, (b) is a uranium fuel rod with long gadolinia, and (c) is a short MOX fuel rod. FIG. 2 is an elevational sectional view of one embodiment of the fuel assembly according to the present invention. 3 is a cross-sectional view taken along the line III-III in FIG. 4 is a cross-sectional view taken along the line IV-IV in FIG. FIG. 5 is a partially cutaway elevation view showing one long fuel rod in the fuel assembly of FIG. 6 is a plan sectional view showing the arrangement of various fuel rods and the like in the fuel assembly of FIG.
この実施形態に係る燃料集合体50は沸騰水型原子炉用の燃料集合体であって、図2ないし図5に示す外観構成は従来の典型的な沸騰水型原子炉用燃料集合体と共通である。すなわち、多数の燃料棒51、52、53が正方格子状に配列され、その上端は上部タイプレート54によって結束され、下端は下部タイプレート55によって結束されている。燃料棒51、52、53は、下部タイプレート55から上部タイプレート54まで延びている複数の長尺燃料棒51、52と、下部タイプレート55から上部タイプレート54の下方まで延びている複数の短尺燃料棒53とからなっている。長尺燃料棒51、52は、後述するように、複数の長尺MOX燃料棒51と複数の長尺ガドリニア入りウラン燃料棒52とからなっている。
The
上部タイプレート54と下部タイプレート55の間に、互いに高さ方向の間隔をあけて複数の燃料スペーサ56が配置され、これによって燃料棒51、52、53同士の水平方向の間隔が保たれている。水平方向の中央付近にたとえば2本のウォータロッド57が上下方向に延びて配置されている。この燃料集合体の外側には角筒状のチャンネルボックス58が取り付けられている。
Between the
長尺燃料棒51、52およびウォータロッド57は、上部タイプレート54の下面に接して配置された外部スプリング80により下部タイプレート55に向けて押し付けられている。
The
各長尺燃料棒51、52は、図5に示すように、金属製の円筒状の被覆管60の中に、多数の円柱状の燃料ペレット61が上下方向に積み重ねられて封入されている。被覆管60の下端は下部端栓62によって密封され、被覆管60の上端は上部端栓63によって密封されている。最上端の燃料ペレット61の上端と上部端栓63の下端との間にはガス空間であるプレナム64が形成され、プレナム64内に内部スプリング65が配置されて、燃料ペレット61が下方に押し付けられている。短尺燃料棒53は長尺燃料棒51、52よりも短いがその構造は長尺燃料棒51、52とほぼ同様である。
As shown in FIG. 5, each of the
燃料ペレット61は、二酸化ウラン、または二酸化ウランとガドリニアの混合体、またはMOX(二酸化ウランと二酸化プルトニウムの混合体)のいずれかを焼き固めたものである。
The
長尺MOX燃料棒51と長尺ガドリニア入りウラン燃料棒52と短尺MOX燃料棒53は、たとえば図6に示すように配列されている。図6で、長尺ガドリニア入りウラン燃料棒52は丸の中に記号Gを記載して示し、短尺MOX燃料棒53は丸の中に記号Sを記載して示す。また、長尺MOX燃料棒51は丸の中に数字1ないし5を記載して示しているが、この数字1ないし5は、プルトニウムの含有率が互いに異なるものを示している。
The long
図1の(a)に示すように、長尺MOX燃料棒51では、燃料有効部の上端部および下端部においてそれぞれ少なくとも全長の1/24以上の長さにわたってウラン燃料ペレット封入部71が形成され、その他の部分にMOX燃料ペレット封入部72が形成されている。また、図1の(c)に示すように、短尺MOX燃料棒53では、燃料有効部の下端部において少なくとも全長の1/24以上の長さのウラン燃料ペレット封入部71が形成され、その他の部分にMOX燃料ペレット封入部72が形成されている。ここで使用されるウランは、天然ウラン、劣化ウランあるいは低濃縮ウランである。図1の(b)に示すように、長尺ガドリニア入りウラン燃料棒52は燃料有効部分全体が二酸化ウランとガドリニアの混合体である。
As shown in FIG. 1 (a), in the long
この燃料集合体50を軽水炉で燃焼させた後に、貯蔵や輸送のためにキャスクに収納する場合、中性子発生率の大きなMOX使用済核燃料とキャスク底部、蓋部の壁との間の距離が増し、しかもそれらの放出する中性子線は上下端のウランによっても遮蔽されるので、キャスク底部、蓋部の外表面から放射される中性子線量は、MOX燃料棒上下端にウランを用いない場合に比し、低減されることになる。
When this
つぎに、図7および図8を参照して、上述の使用済み燃料集合体の複数体を貯蔵・輸送のためにキャスクに収容する場合の一例について説明する。 Next, with reference to FIG. 7 and FIG. 8, an example in which a plurality of the above-described spent fuel assemblies are accommodated in a cask for storage and transportation will be described.
図7は本発明の一実施形態に係る使用済み燃料集合体の複数体を収容するキャスクの一例を示す部分切欠き斜視図である。図8は、図7のキャスク内に使用済み燃料集合体を収納した場合のキャスクの胴本体およびその内部を示す横断面図である。ただし、図8で、バスケット30の図示は省略している。
FIG. 7 is a partially cutaway perspective view showing an example of a cask that houses a plurality of spent fuel assemblies according to an embodiment of the present invention. FIG. 8 is a cross-sectional view showing the trunk main body of the cask and its interior when the spent fuel assembly is stored in the cask of FIG. However, illustration of the
この実施形態のキャスク100は、たとえば前述の燃料集合体50を沸騰水型原子炉内で使用した後に得られるMOX使用済み燃料集合体40と、複数のウラン使用済み燃料集合体41とを収容して輸送および貯蔵に用いるものである。なお、ウラン使用済み燃料集合体41は、MOX燃料を使用せずに酸化ウラン燃料を使用する点でMOX使用済み燃料集合体40と異なるが、外観上の構成はMOX使用済み燃料集合体40と同様である。
The
キャスク100は、内部にキャビティ22が形成されたキャスク本体16を有する。このキャスク本体16は外周が円柱形の胴本体21を備えている。キャビティ22内にバスケット30が収納されている。バスケット30はキャビティ22内を正方格子状に区切って複数の収納空間(セル)31を形成し、各セル31ごとに燃料集合体40、41を1体ずつ挿入することにより燃料集合体40、41が正方格子状に互いに間隔をおいて並べられて保持される構造になっている。キャビティ22はバスケット30の外周形状に合わせて機械加工されている。
The
胴本体21の底部には円板状の底板24が溶接されて密封され、胴本体21の上部開口には円板状の一次蓋10が取り付けられている。胴本体21、底板24および一次蓋10は、ガンマ線遮蔽能を有し、たとえば炭素鋼製またはステンレス鋼製である。また、耐圧容器としての密閉性能を確保するために、一次蓋10と胴本体21との間には金属ガスケット(図示せず)が配置され、ボルト(図示せず)によって胴本体21に、着脱可能に取り付けられている。
A disk-shaped
胴本体21の外側は間隙を介して外筒25で覆われ、胴本体21と外筒25の間には熱伝導率の高い材料(たとえば銅)からなる複数の内部フィン(図示せず)が放射状に溶接されている。胴本体21と外筒25と内部フィンとで挟まれた間隙にはレジン26が充填されている。レジン26は、水素を多く含有する高分子材料であって、中性子遮蔽能を有する。レジン26は、胴本体21と外筒25と内部フィンとで挟まれた間隙に高温で溶融した状態で注入され、その後、冷却固化したものである。
The outer side of the
一次蓋10の上方には炭素鋼製またはステンレス鋼製で円板状の二次蓋11が配置され、二次蓋11と胴本体21との間には、密閉性を確保するための金属ガスケット(図示せず)が配置され、ボルト(図示せず)によって胴本体21に、着脱可能に取り付けられている。二次蓋11の上面には中性子遮蔽体としてレジン12が封入されている。
A disc-shaped secondary lid 11 made of carbon steel or stainless steel is disposed above the
一次蓋10と二次蓋11で蓋部19が形成され、この蓋部19の周囲にはレジン14を封入した補助遮蔽体15が設けられている。胴本体21の上部から横方向両側に突出してトラニオン17が設けられており、トラニオン17によってキャスク100全体を吊り下げることができるように構成されている。
A
この実施形態では、キャスク100に収容される燃料集合体は、MOX使用済み燃料集合体40とウラン使用済み燃料集合体41とからなる。図8に示すように、バスケット30によってキャビティ22内に形成された複数の収納空間31のうちのキャビティ22の外周に面する最外周収納空間にはすべてウラン使用済み燃料集合体41が1体ずつ収納される。収納空間31のうちの最外周収納空間以外の中央収納空間それぞれに、MOX使用済み燃料集合体40またはウラン使用済み燃料集合体41のうちのいずれか1体が収納されている。MOX使用済み燃料集合体40同士は互いに隣接せず、一様に分散して配置される。
In this embodiment, the fuel assembly accommodated in the
この実施形態によれば、中性子発生率の大きなMOX使用済み燃料集合体40と胴本体21内壁との距離は大きくとられ、しかもそれらの放出する中性子線は外周部にあるウラン使用済み燃料集合体41によっても遮蔽される。したがって、外筒25の表面から放射される中性子線量は、バスケット30内に無作為にMOX使用済み燃料集合体40を配置した場合に比べて著しく減衰される。
According to this embodiment, the distance between the MOX spent
さらに、MOX使用済み燃料集合体40では、図1に示すように、中性子発生率の大きなMOX使用済核燃料とキャスク底部、蓋部の壁との間の距離が増し、しかもそれらの放出する中性子線は上下端のウランによっても遮蔽されるので、キャスク底部、蓋部の外表面から放射される中性子線量は、MOX燃料棒上下端にウランを用いない場合に比し、低減されることになる。
Further, in the MOX spent
[他の実施形態]
以上説明した実施形態は単なる例示であって、本発明はこれらに限定されるものではない。たとえば、上記実施形態では、BWR燃料集合体を例にとって説明したが、加圧水型原子炉(PWR)燃料集合体にも適用できる。
[Other Embodiments]
The embodiments described above are merely examples, and the present invention is not limited to these. For example, in the above embodiment, the BWR fuel assembly has been described as an example, but the present invention can also be applied to a pressurized water reactor (PWR) fuel assembly.
10…一次蓋
11…二次蓋
12、14…レジン
15…補助遮蔽体
16…キャスク本体
17…トラニオン
19…蓋部
21…胴本体、
22…キャビティ
24…底板
25…外筒
26…レジン
30…バスケット
31…収納空間(セル)
40…MOX使用済み燃料集合体
41…ウラン使用済み燃料集合体
50…燃料集合体
51…長尺MOX燃料棒(長尺燃料棒)
52…長尺ガドリニア入りウラン燃料棒(長尺燃料棒)
53…短尺MOX燃料棒(短尺燃料棒)
54…上部タイプレート
55…下部タイプレート
56…燃料スペーサ
57…ウォータロッド
58…チャンネルボックス
60…被覆管
61…燃料ペレット
62…下部端栓
63…上部端栓
64…プレナム
65…内部スプリング
71…ウラン燃料ペレット封入部
72…MOX燃料ペレット封入部
80…外部スプリング
100…キャスク
DESCRIPTION OF
22 ...
40 ... MOX spent
52 ... Long gadolinia containing uranium fuel rod (long fuel rod)
53 ... Short MOX fuel rod (short fuel rod)
54 ...
Claims (8)
前記複数のMOX燃料棒の上部を束ねる上部タイプレートと、
前記複数のMOX燃料棒の下部を束ねる下部タイプレートと、
前記上部タイプレートと下部タイプレートの間で上下方向に互いに間隔をあけて配置されて前記複数のMOX燃料棒を水平方向に支持する複数個の燃料スペーサと、
を有する燃料集合体において、
前記MOX燃料棒の少なくとも下端および下端付近にウラン燃料ペレットが封入されており、ウラン燃料ペレットが封入されていない位置にMOX燃料ペレットが封入されていること、
を特徴とする燃料集合体。 Each is enclosed in the cladding tube between the cladding tube, the lower end plug that seals the lower end of the cladding tube, the upper end plug that seals the upper end of the cladding tube, and the lower end plug and the upper end plug A plurality of fuel pellets arranged in a vertical direction and having a plurality of fuel pellets each including a plurality of uranium fuel pellets and a plurality of MOX fuel pellets,
An upper tie plate that bundles the upper portions of the plurality of MOX fuel rods;
A lower tie plate that bundles the lower portions of the plurality of MOX fuel rods;
A plurality of fuel spacers arranged in the vertical direction between the upper tie plate and the lower tie plate so as to support the plurality of MOX fuel rods in a horizontal direction;
In a fuel assembly having
Uranium fuel pellets are sealed at least at the lower end and in the vicinity of the lower end of the MOX fuel rod, and the MOX fuel pellets are sealed at a position where the uranium fuel pellets are not sealed,
A fuel assembly characterized by
前記長尺MOX燃料棒では、当該長尺MOX燃料棒の下端および下端付近の位置、ならびに上端および上端付近の位置にウラン燃料ペレットが封入されており、
前記短尺MOX燃料棒では、当該短尺MOX燃料棒の下端および下端付近の位置にウラン燃料ペレットが封入されていること、
を特徴とする請求項1に記載の燃料集合体。 The plurality of MOX fuel rods include a plurality of long MOX fuel rods extending between the upper tie plate and the lower tie plate, and at least one extending between a position below the upper tie plate and the lower tie plate. Consisting of a short MOX fuel rod,
In the long MOX fuel rod, uranium fuel pellets are sealed at positions near the lower end and the lower end of the long MOX fuel rod, and near the upper end and the upper end.
In the short MOX fuel rod, uranium fuel pellets are enclosed at the lower end and the vicinity of the lower end of the short MOX fuel rod,
2. The fuel assembly according to claim 1, wherein:
前記被覆管の下端を密封する下部端栓と、
前記被覆管の上端を密封する上部端栓と、
前記下部端栓と上部端栓との間で前記被覆管内に封入されて上下方向に配列された複数の燃料ペレットと、
を有する燃料棒において、
下端および下端付近にウラン燃料ペレットが封入されており、ウラン燃料ペレットが封入されていない位置にMOX燃料ペレットが封入されていること、
を特徴とする燃料棒。 A cladding tube;
A lower end plug for sealing the lower end of the cladding tube;
An upper end plug for sealing the upper end of the cladding tube;
A plurality of fuel pellets enclosed in the cladding tube between the lower end plug and the upper end plug and arranged in the vertical direction;
In a fuel rod having
Uranium fuel pellets are enclosed at the lower end and near the lower end, and MOX fuel pellets are enclosed at positions where uranium fuel pellets are not enclosed,
A fuel rod characterized by
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2010262768A JP2012112841A (en) | 2010-11-25 | 2010-11-25 | Fuel assembly and fuel rod |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2010262768A JP2012112841A (en) | 2010-11-25 | 2010-11-25 | Fuel assembly and fuel rod |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2012112841A true JP2012112841A (en) | 2012-06-14 |
Family
ID=46497204
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2010262768A Withdrawn JP2012112841A (en) | 2010-11-25 | 2010-11-25 | Fuel assembly and fuel rod |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JP2012112841A (en) |
-
2010
- 2010-11-25 JP JP2010262768A patent/JP2012112841A/en not_active Withdrawn
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US10438710B2 (en) | Systems and methods for dry storage and/or transport of consolidated nuclear spent fuel rods | |
EP0520438B1 (en) | Metal hydride neutron absorber arrangement for a nuclear fuel storage body | |
AU2011212810B2 (en) | Modular nuclear fission waste conversion reactor | |
US20050069074A1 (en) | Nuclear plant spent fuel low temperature reactor | |
Romanato | Advantages of dry hardened cask storage over wet storage for spent nuclear fuel | |
KR102095810B1 (en) | Fuel assembly, core design method and fuel assembly design method of light-water reactor | |
JP2016085118A (en) | Fast reactor fuel assembly and reactor core loaded with the same | |
JP5597375B2 (en) | Fast reactor, irradiation assembly, irradiation pin and irradiation pellet | |
KR20200105526A (en) | Dual-reference fuel canister system | |
JP3487897B2 (en) | Storage method for spent fuel assemblies | |
KR101694409B1 (en) | Nuclear reactor core for thorium breeding and method of using thereof | |
JP5597523B2 (en) | Fuel assembly storage method and fuel assembly storage body | |
JP2012112841A (en) | Fuel assembly and fuel rod | |
JPH11352272A (en) | Reactor core and fuel assembly and fuel element used for the core | |
KR101524798B1 (en) | Fuel Assembly of PWR with Stationary Fuel Can and Movable Fuel Can | |
JP6933593B2 (en) | Support structure of spent nuclear fuel, manufacturing method of support structure and spent nuclear fuel container | |
Ko et al. | Design Features of an OASIS-32D Metal Cask for both Transport and Storage of SNF | |
JP7168528B2 (en) | fuel assembly | |
JPH1194974A (en) | Core of fast breeder reactor | |
JP4528545B2 (en) | Fuel body storage rack and method for designing fuel body storage rack | |
JP2023072223A (en) | Fuel assembly and core of nuclear reactor | |
JP6143573B2 (en) | Radioactive substance storage basket and radioactive substance storage container | |
Zimmer et al. | Expansion of the capabilities of the GA-4 legal weight truck spent fuel shipping cask | |
JP2007010434A (en) | Irradiated fuel storage rack | |
Tamald et al. | Design of spent-fuel concrete pit dry storage and handling system |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A300 | Withdrawal of application because of no request for examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300 Effective date: 20140204 |