JP2626841B2 - Fuel assembly for boiling water reactor - Google Patents

Fuel assembly for boiling water reactor

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JP2626841B2
JP2626841B2 JP3084497A JP8449791A JP2626841B2 JP 2626841 B2 JP2626841 B2 JP 2626841B2 JP 3084497 A JP3084497 A JP 3084497A JP 8449791 A JP8449791 A JP 8449791A JP 2626841 B2 JP2626841 B2 JP 2626841B2
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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION

【０００１】[0001]

【産業上の利用分野】本発明は、水力学的安定性を改善
させ、ドライアウト性能を向上させた沸騰水型原子炉用
燃料集合体に関するものである。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a fuel assembly for a boiling water reactor which has improved hydrodynamic stability and improved dryout performance.

【０００２】[0002]

【従来の技術】最近では、燃料の経済性を向上させるた
め高燃焼度化の要求が高まり燃料濃縮度を高めるととも
に、大口径ウォータチャンネルを用いて熱中性子利用率
を向上させて同一濃縮度の場合でも平均取出燃焼度を増
加させることが検討されている。また、燃料棒を細径化
して多数本の燃料棒を一つのバンド内に組み込み、燃料
棒１本当たりの熱負荷を少なくして高燃焼度化した場合
の燃料棒の熱・機械的健全性を高める工夫がなされてい
る。例えば、燃料棒の配列を現行の８行８列から９行９
列にする燃料集合体はその一例である。2. Description of the Related Art In recent years, there has been a growing demand for higher burnup in order to improve fuel economy, while increasing fuel enrichment, and improving thermal neutron utilization by using a large-diameter water channel to achieve the same enrichment. Even in such cases, it has been considered to increase the average withdrawal burnup. Also, the thermal and mechanical integrity of the fuel rods when the fuel rods are reduced in diameter to incorporate a large number of fuel rods in one band and reduce the heat load per fuel rod to increase the burnup Have been devised to increase the For example, the fuel rod arrangement is changed from the current 8 rows and 8 columns to 9 rows and 9 columns.
An array of fuel assemblies is one example.

【０００３】また従来より、実用化されている大口径ウ
ォータチャンネルを用いた燃料集合体として、特開昭６
２−１１８２９７号公報に示されたものがある。図７は
従来の大口径角型ウォータチャンネル１１を用いた９行
９列型燃料集合体の断面図であり、図８は図７に示した
ウォータチャンネル１１と燃料棒１２を集合体部品とし
て上部タイプレート１４およびスペーサ１３とともにバ
ンドル形状に保持されている全体の構造を示す模式図で
ある。尚、尚、１５はチャンネルボックスであり、図８
は集合体の上部のみ示しており、下部タイプレートを含
む下部の構造は省略している。A fuel assembly using a large-diameter water channel, which has been put into practical use, is disclosed in
There is one disclosed in JP-A-2-118297. FIG. 7 is a cross-sectional view of a 9-row / 9-column fuel assembly using a conventional large-diameter rectangular water channel 11. FIG. 8 is an upper view of the water channel 11 and fuel rod 12 shown in FIG. It is a schematic diagram which shows the whole structure hold | maintained with the tie plate 14 and the spacer 13 in a bundle shape. Incidentally, reference numeral 15 denotes a channel box, and FIG.
Shows only the upper part of the assembly, and the lower structure including the lower tie plate is omitted.

【０００４】図７に示すように非沸騰水領域を出来るだ
け大きくとるという目的に従って、中央部分の３行３列
の正方格子配列の燃料棒挿入用セルの全ての桝目を占め
る寸法の正方形断面形状のウォータチャンネル１１を用
いるものである。As shown in FIG. 7, in order to make the non-boiling water region as large as possible, a square cross-sectional shape occupying all the cells of the fuel rod insertion cell having a square lattice arrangement of three rows and three columns at the center portion. Is used.

【０００５】図９は図７の燃料棒の外周列Ａ、中間列
Ｂ、内周列Ｃのドライアウト性能を評価した結果をＣＰ
Ｒで示した線図である。ここでＣＰＲ(Critical Power
Ratio)は、原子炉運転時の燃料集合体の出力Ｐ（ＭＷ）
に対し、ある燃料棒がドライアウトする出力ＰC （Ｍ
Ｗ）の比ＰC ／Ｐとして定義され、燃料集合体の熱的運
転余裕を示す指標である。FIG. 9 shows the results of evaluating the dry-out performance of the outer row A, the middle row B, and the inner row C of the fuel rods shown in FIG.
It is the diagram shown by R. Here, CPR (Critical Power
Ratio) is the output P (MW) of the fuel assembly during reactor operation
On the other hand, the output P C (M
It is defined as the ratio P C / P of W), which is an index indicating the thermal operating margin of the fuel assembly.

【０００６】図７に示した燃料集合体は非沸騰水領域を
大きくとってはいるが、図９に示したように、外周列Ａ
のＣＰＲが高く、内周列Ｃと中間列ＢのＣＰＲが低いこ
とが判る。実際の運転余裕は、最小のＣＰＲで決定され
るため、図７の燃料集合体では内周列と中間列のＣＰＲ
の更なる改善を行ない、ドライアウト性能の向上が望ま
れていた。Although the fuel assembly shown in FIG. 7 has a large non-boiling water region, as shown in FIG.
Is high, and the CPR of the inner row C and the middle row B is low. Since the actual operating margin is determined by the minimum CPR, in the fuel assembly of FIG.
It was desired to further improve the dry-out performance.

【０００７】そこで、上述した大口径角型ウォータチャ
ンネルのドライアウト性能の更なる向上を目的として、
ウォータチャンネルの面積を３行３列正方格子の面積に
対して縮小した燃料集合体断面を有する燃料集合体が特
開昭６４−９１０８８号公報に開示されている。図１０
はこの縮小した大口径角型ウォータチャンネルを備えた
燃料集合体の断面図であり、図１１は図１０の燃料棒の
外周列Ａ、中間列Ｂ、内周列Ｃのドライアウト性能を評
価した結果をＣＰＲで示した線図であり、ａ，ｂ，ｃは
縮小率１００％、ａ８５，ｂ８５，ｃ８５は縮小率８５
％、ａ８１，ｂ８１，ｃ８１は縮小率８１％を示す。図
１２は角型ウォータチャンネル２１のサイズ縮小率と平
均取出燃焼度の変化を示す線図である。[0007] In order to further improve the dry-out performance of the large-diameter rectangular water channel,
JP-A-64-91088 discloses a fuel assembly having a fuel assembly cross section in which the area of a water channel is reduced with respect to the area of a square lattice having three rows and three columns. FIG.
FIG. 11 is a cross-sectional view of a fuel assembly provided with the reduced large-diameter rectangular water channel. FIG. 11 evaluates the dry-out performance of the outer row A, the middle row B, and the inner row C of the fuel rods in FIG. FIG. 7 is a diagram showing the results in CPR, wherein a, b, and c are reduction rates of 100%, and a85, b85, and c85 are reduction rates of 85.
%, A81, b81, and c81 indicate a reduction ratio of 81%. FIG. 12 is a graph showing a change in the size reduction rate of the rectangular water channel 21 and a change in the average removal burnup.

【０００８】図１０に示す例では、面積を３行３列正方
格子の面積に対して９５〜７５％に縮小した大口径角型
ウォータチャンネル２１を備えている。尚、２５はチャ
ンネルボックスである。また、図１１に示す通り、この
縮小型ウォータチャンネル２１では８５％又は８０％に
縮小した場合の例のごとく、ドライアウト性能が燃料棒
２２ごとに内周列Ｃ、中間列Ｂ、外周列Ａの差が小さく
なり最小のＣＰＲが向上するという効果があることが判
る。The example shown in FIG. 10 is provided with a large-diameter rectangular water channel 21 whose area is reduced to 95 to 75% of the area of a square lattice having three rows and three columns. Incidentally, 25 is a channel box. Further, as shown in FIG. 11, in the reduced water channel 21, as in the case where the water channel is reduced to 85% or 80%, the dryout performance is changed for each fuel rod 22 by the inner row C, the middle row B, and the outer row A. It can be seen that the difference is smaller and the minimum CPR is improved.

【０００９】しかし、図１０に示した燃料集合体は、ウ
ォータチャンネル２１の面積を最大限にとって非沸騰水
領域の面積を増し、燃料の経済性を高めるという目的に
矛盾するものであった。このことは、前記特開昭６４−
９１０８８号公報から引用した図１２で示される平均取
出燃焼度の低下がウォータチャンネルの断面積の縮小に
よって著しくなることから、定量的に評価される。即
ち、平均取出燃焼度の低下を１％以内に止めるためには
図１２から８５％以下に縮小できないこと、このとき図
１１からＣＰＲは内周部Ｃおよび中間部Ｂで低く、外周
部Ａで高いことが完全には解決されないことが判る。However, the fuel assembly shown in FIG. 10 is inconsistent with the object of maximizing the area of the water channel 21, increasing the area of the non-boiling water region, and improving fuel economy. This is described in Japanese Patent Application Laid-Open No.
Since the decrease in the average take-out burnup shown in FIG. 12 quoted from JP-A-91088 becomes significant due to the reduction in the cross-sectional area of the water channel, it is quantitatively evaluated. That is, in order to stop the decrease in the average withdrawal burnup within 1%, it cannot be reduced to 85% or less from FIG. 12; at this time, CPR is low in the inner peripheral portion C and the intermediate portion B, and in FIG. It turns out that high is not completely solved.

【００１０】一方、燃料棒本数の増加と集合体内部の中
性子減速材の体積増加という二つの特徴を組合せた高燃
焼度化９行９列の型燃料集合体は、冷却材流れに対する
圧損の増加という新たな問題があった。即ち、燃料棒表
面積の増加による摩擦圧損の増加、並びに大口径ウォー
タロッド又はウォータチャンネルに占有される分だけイ
ンチャンネル冷却材流路面積が縮小されて冷却材流速が
増加することに伴う圧損の増加である。On the other hand, a high-burnup, 9-row, 9-column fuel assembly combining the two features of an increase in the number of fuel rods and an increase in the volume of a neutron moderator inside the assembly increases pressure loss with respect to coolant flow. There was a new problem. That is, an increase in friction pressure loss due to an increase in the fuel rod surface area, and an increase in pressure loss due to an increase in the coolant flow velocity due to a reduction in the in-channel coolant flow path area by an amount occupied by the large-diameter water rod or the water channel. It is.

【００１１】沸騰水型原子炉では、周知のように冷却材
は水と蒸気の二相流となるため、特に水力学的不安定性
に配慮する必要がある。一般に二相流部は単相流部と比
べて冷却材流速が大きいため、上記の圧損の増加は二相
流部に対して影響が大きく、そのため水力学的不安定性
が助長されることが知られていた。In a boiling water reactor, as is well known, the coolant becomes a two-phase flow of water and steam, so that particular consideration must be given to hydrodynamic instability. Generally, since the two-phase flow part has a higher coolant flow velocity than the single-phase flow part, it is known that the above-described increase in pressure loss has a large effect on the two-phase flow part, which promotes hydraulic instability. Had been.

【００１２】このように９行９列燃料集合体では、８行
８列の燃料集合体に比べて高圧損化しているため、チャ
ンネル安定性と炉心安定性が水力学的に悪化するという
不都合を生じる。水力学的不安定性が悪化すると冷却材
の流量が振動し、この振動の振幅が大きくなった最悪の
場合は除熱不足による燃料の破損に至る。更に、流量の
振動は冷却材蒸気体積率（ボイド率）の振動と、それに
よる核反応率の振動による炉心全体、または局所的な中
性子束の振動を引き起こし、遂には原子炉スクラムに至
る。As described above, in the 9-row / 9-column fuel assembly, since the high-pressure loss is caused as compared with the 8-row / 8-column fuel assembly, there is a disadvantage that the channel stability and the core stability are deteriorated hydraulically. Occurs. When the hydraulic instability worsens, the flow rate of the coolant oscillates, and in the worst case where the amplitude of the oscillation becomes large, the fuel is damaged due to insufficient heat removal. Furthermore, flow rate oscillations cause oscillations in the coolant vapor volume fraction (void fraction) and consequently oscillations in the reactor core due to oscillations in the nuclear reaction rate, eventually leading to the reactor scram.

【００１３】従って、沸騰水型原子炉において水力学的
なチャンネル安定性を確保することが重要な課題であっ
た。この問題を解決するものとして、燃料集合体の一部
の燃料棒を通常の全長燃料棒の有効長の２／３程度に短
尺化した短尺燃料棒を用い、有効長上部の二相流圧損を
小さくして、水力学的不安定性を抑制しようとすること
が特開平２−１２０８７号公報で提案された。[0013] Therefore, it has been an important issue to secure hydraulic channel stability in a boiling water reactor. In order to solve this problem, a short fuel rod in which a part of the fuel rod of the fuel assembly is shortened to about 2/3 of the effective length of a normal full-length fuel rod is used, and a two-phase flow pressure loss in an upper part of the effective length is reduced. It has been proposed in Japanese Patent Application Laid-Open No. 2-12087 to reduce the size and suppress the hydraulic instability.

【００１４】図１３はこの短尺燃料棒を備えた燃料集合
体の断面図であり、図１４は図１３に示した短尺燃料棒
と通常の全長燃料棒との比較を示す説明図である。この
場合、複数の短尺燃料棒３０を図１３に示すように９行
９列に配列した燃料棒３２の最外周より数えて第２列
（即ち、中間列Ｂ）に配置することが特徴である。これ
は比較的に小口径のウォータロッド３１を備えた燃料集
合体に用いる場合に有効である。尚図中、３５はチャン
ネルボックスである。FIG. 13 is a sectional view of a fuel assembly provided with the short fuel rods, and FIG. 14 is an explanatory view showing a comparison between the short fuel rods shown in FIG. 13 and a normal full length fuel rod. In this case, a plurality of short fuel rods 30 are characterized in that they are arranged in the second column (that is, intermediate column B) counted from the outermost periphery of the fuel rods 32 arranged in 9 rows and 9 columns as shown in FIG. . This is effective when used for a fuel assembly having a relatively small diameter water rod 31. In the figure, reference numeral 35 denotes a channel box.

【００１５】[0015]

【発明が解決しようとする課題】しかしながら、図１３
に示した短尺燃料棒を大口径角型ウォータチャンネルを
備えた燃料集合体に用いる場合、即ち、図１３に示され
るように９行９列の配列の第２列を用いる場合には、ド
ライアウト性能が改善されないばかりでなく、ドライア
ウト性能が低下するという欠点があった。これは従来の
比較的小口径の丸型ウォータロッドと短尺燃料棒を組み
合わせた場合と、大口径角型ウォータチャンネルと短尺
燃料棒を組み合わせた場合のドライアウト性能が熱水力
的に大きく異なるためである。すなわち、大口径ウォー
タチャンネルでは、小口径の丸型ウォータロッドに比
べ、濡れぶち長さが大きく、摩擦抵抗によりウォータチ
ャンネルの近くで冷却材の流量が不足するためである。However, FIG.
When the short fuel rod shown in FIG. 13 is used for a fuel assembly having a large-diameter rectangular water channel, that is, when the second column having an array of 9 rows and 9 columns is used as shown in FIG. Not only is the performance not improved, but the dryout performance is reduced. This is because the dry-out performance of a conventional combination of a relatively small diameter round water rod and a short fuel rod and that of a combination of a large diameter square water channel and a short fuel rod are significantly different from the hydraulic point of view. It is. That is, in the large-diameter water channel, the wetting length is longer than in the small-diameter round water rod, and the flow rate of the coolant is insufficient near the water channel due to frictional resistance.

【００１６】本発明は、大口径の角型ウォータチャンネ
ルを備えた燃料集合体であって、水力学的安定性の改
善，ドライアウト性能の向上と共に最外周列の局所ピー
キング係数を高めることによって経済性を高めた沸騰水
型原子炉用燃料集合体を得ることを目的とする。The present invention relates to a fuel assembly having a large-diameter rectangular water channel, which is economical by increasing the local peaking coefficient of the outermost row while improving hydraulic stability and dryout performance. It is an object of the present invention to obtain a fuel assembly for a boiling water reactor with enhanced properties.

【００１７】[0017]

【課題を解決するための手段】本発明に係る沸騰水型原
子炉用燃料集合体では、９行９列の正方格子状配列に燃
料棒をバンドル形状に保持し、該配列の中央部の複数の
燃料棒を一本の角型ウォータチャンネルに置換えた沸騰
水型原子炉用燃料集合体において、前記燃料棒の一部を
該燃料棒に対して短尺化した短尺燃料棒に置換え、前記
格子状配列のうち前記角型ウォータチャンネルに隣接す
る内周列と、該内周列の外側に隣接する中間列とに前記
短尺燃料棒を点在させて配置し、最外周列の燃料棒と、
燃料集合体を被覆するチャンネルボックスとの間隙を
３．８mm以上に広げたものである。In a fuel assembly for a boiling water reactor according to the present invention, fuel rods are held in a bundle shape in a square grid arrangement of 9 rows and 9 columns, and a plurality of fuel rods are arranged at a central portion of the arrangement. In a fuel assembly for a boiling water reactor in which the fuel rods are replaced by a single rectangular water channel, a part of the fuel rods is replaced by short fuel rods shorter than the fuel rods, Of the array, an inner peripheral row adjacent to the square water channel, and the short fuel rods are arranged in an intermittent row adjacent to the outer peripheral side of the inner peripheral row, and an outermost peripheral row of fuel rods,
The gap with the channel box covering the fuel assembly is expanded to 3.8 mm or more.

【００１８】具体的には、前記短尺燃料棒の長さを前記
燃料棒の有効長の約２／３を越えない長さとしたもの、
前記角型ウォータチャンネルの面積を３行３列の正方格
子配列の桝目を占める面積の８５％以上の面積としたも
の、前記燃料棒又は短尺燃料棒の核燃料物質として二酸
化ウラン、または二酸化ウランと二酸化プルトニウムと
の混合酸化物としたものを開示するものである。Specifically, the length of the short fuel rod is set to a length not exceeding about 約 of the effective length of the fuel rod;
The square water channel having an area of 85% or more of the area occupying the square grid array of 3 rows and 3 columns, and uranium dioxide or uranium dioxide and uranium dioxide as the nuclear fuel material of the fuel rod or the short fuel rod. It discloses a mixed oxide with plutonium.

【００１９】[0019]

【作用】本発明では、角型ウォータチャンネルを備えた
９行９列の正方格子状配列の燃料棒の一部を該燃料棒に
対して短尺化した短尺燃料棒に置換え；前記格子状配列
のうち前記角型ウォータチャンネルに隣接する内周列
と、該内周列の外側に隣接する中間列とに前記短尺燃料
棒を点在させて配置し；最外周列の燃料棒と、燃料集合
体を被覆するチャンネルボックスとの間隙を３．８mm以
上に広げたものであるため、水力学的安定性の改善，ド
ライアウト性能の向上と共に、最外周列の局所ピーキン
グ係数を高めた経済性の高い燃料集合体の熱的安全性の
大幅な向上を図ることができる。According to the present invention, a part of the fuel rods in the square lattice arrangement of 9 rows and 9 columns provided with the square water channels are replaced by short fuel rods which are shorter than the fuel rods; Wherein the short fuel rods are interspersed in an inner peripheral row adjacent to the rectangular water channel and an intermediate row adjacent to the outer peripheral row; a fuel rod in an outermost peripheral row; The gap between the channel box that covers the surface is expanded to 3.8 mm or more, which improves the hydraulic stability and the dry-out performance, and increases the local peaking coefficient of the outermost row. The thermal safety of the fuel assembly can be greatly improved.

【００２０】即ち、水力学的安定性の向上をはかるため
の手段として短尺燃料棒を用いる場合には、比較的小口
径の丸型ウォータロッドと短尺燃料棒を組み合わせた場
合と、角型ウォータチャンネルと短尺燃料棒を組み合わ
せた場合のドライアウト性能が熱水力的に大きく異なる
ため、単に角型ウォータチャンネルを備えた９行９列の
正方格子状配列の燃料集合体の９行９列の配列の最外周
から第２列目に配置すると、ドライアウト性能が改善さ
れないということがわかった。即ち、角型ウォータチャ
ンネルでは、小口径の丸型ウォータロッドに比べ、濡れ
ぶち長さが大きく、摩擦抵抗により角型ウォータチャン
ネルの近くで冷却材の流量が不足するためである。That is, when a short fuel rod is used as a means for improving hydraulic stability, a combination of a relatively small-diameter round water rod and a short fuel rod and a square water channel are used. Because the dry-out performance when the fuel rods and the short fuel rods are combined is significantly different from the hydraulic point of view, a 9-row, 9-column fuel assembly having a square grid-like array with a square water channel is simply provided. It was found that the arrangement in the second row from the outermost periphery did not improve the dryout performance. That is, the rectangular water channel has a longer wet wetting length than a small-diameter round water rod, and the flow rate of the coolant is insufficient near the rectangular water channel due to frictional resistance.

【００２１】ところで、燃料の経済性を高めるには、熱
中性子利用率を高めるように熱中性子束の高い位置の局
所ピーキング係数を高めるように熱中性子束の高い位置
の局所ピーキング係数を大きくすることが望ましい。沸
騰水型原子炉では最も熱中性子束の高い場所は、チャン
ネルボックスの外側の水領域（即ち、ギャップ水）であ
る。通常の沸騰水型原子炉ではチャンネルボックスと隣
接するチャンネルボックスの間隔は約１５mm程度であ
り、このギャップに非沸騰水が満たされているため、チ
ャンネル内に比べて大量の中性子減速材が存在する。こ
のために、燃料集合体の最外周列の局所ピーキング係数
を高めると燃料の経済性が増加することになる。In order to increase the fuel economy, it is necessary to increase the local peaking coefficient at a high thermal neutron flux so as to increase the thermal neutron utilization rate and to increase the local peaking coefficient at a high thermal neutron flux. Is desirable. In a boiling water reactor, the location with the highest thermal neutron flux is the water area outside the channel box (ie, gap water). In a normal boiling water reactor, the distance between the channel box and the adjacent channel box is about 15 mm, and since this gap is filled with non-boiling water, there is a larger amount of neutron moderator than in the channel . For this reason, if the local peaking coefficient of the outermost row of the fuel assembly is increased, the economy of the fuel is increased.

【００２２】しかしながら、最外周の局所ピーキング係
数をこのように大きくすると、燃料棒のドライアウト性
能が著しく低下する。一方、最外周列の燃料棒と、燃料
集合体を被覆するチャンネルボックスとの間隙を広げる
ことにより、最外周列の燃料棒と中間列の燃料棒のドラ
イアウト性能が同等となり、燃料集合体の最小のドライ
アウト性能が増加することとなる。However, when the local peaking coefficient at the outermost periphery is increased in this manner, the dry-out performance of the fuel rod is significantly reduced. On the other hand, by increasing the gap between the outermost row of fuel rods and the channel box covering the fuel assembly, the outermost row of fuel rods and the middle row of fuel rods have the same dryout performance, and the fuel assembly The minimum dryout performance will be increased.

【００２３】そこで本発明では、短尺燃料棒を使用する
ため、有効長上部の二相流圧損を小さくし、水力学的不
安定性を抑制することができる。また、短尺燃料棒の使
用の際に問題となるドライアウト性能が低下は、格子状
配列のうち角型ウォータチャンネルに隣接する内周列
と、該内周列の外側に隣接する中間列とに前記短尺燃料
棒を点在させて配置することによって、大きく改善され
るものである。更に、最外周列の燃料棒と、燃料集合体
を被覆するチャンネルボックスとの間隙を３．８mm以上
に広げたものであるため、最外周列の燃料棒と中間列の
燃料棒のドライアウト性能が同等となり、熱中性子束の
高い最外周の局所ピーキング係数を高めてもドライアウ
ト性能の低下は最小限に留められる。以下、実施例に基
づき構成、作用を説明する。Therefore, in the present invention, since a short fuel rod is used, the two-phase flow pressure loss in the upper portion of the effective length can be reduced, and the hydraulic instability can be suppressed. In addition, the dry-out performance, which is a problem when using short fuel rods, is reduced in the inner circumferential row adjacent to the square water channel in the grid array and the intermediate row adjacent to the outer side of the inner circumferential row. This is greatly improved by arranging the short fuel rods in a dotted manner. Furthermore, since the gap between the outermost row of fuel rods and the channel box covering the fuel assembly is expanded to 3.8 mm or more, the dryout performance of the outermost row of fuel rods and the middle row of fuel rods is improved. And the decrease in dryout performance can be minimized even if the local peaking coefficient at the outermost periphery where the thermal neutron flux is high is increased. Hereinafter, the configuration and operation will be described based on embodiments.

【００２４】[0024]

【実施例】図１は本発明の一実施例の配置を示す燃料集
合体の断面図、図２は本発明の別の実施例の配置を示す
燃料集合体の断面図である。図１は８本の短尺燃料棒４
０を用いる場合、図２は４本の短尺燃料棒４０を用いる
場合を示し、いずれも、少なくとも４本の短尺燃料棒４
０がウォータチャンネル４１の４辺の各辺の中央部に隣
接している。また、図中のウォータチャンネル４１は３
行３列の正方格子配列の面積の８５％とした例である。1 is a sectional view of a fuel assembly showing an arrangement of an embodiment of the present invention, and FIG. 2 is a sectional view of a fuel assembly showing an arrangement of another embodiment of the present invention. FIG. 1 shows eight short fuel rods 4
FIG. 2 shows a case where four short fuel rods 40 are used, and in each case, at least four short fuel rods 4 are used.
0 is adjacent to the center of each of the four sides of the water channel 41. The water channel 41 in the figure is 3
This is an example in which the area is set to 85% of the area of the square lattice array of three rows.

【００２５】本実施例では、短尺燃料棒４０の配置によ
る燃料棒ごとのドライアウト性能の均質化がウォータチ
ャンネルを縮小した場合と同様に期待できるのでウォー
タチャンネル４１の面積は経済性の低下しない程度に充
分大きくすることが可能である。即ち、８５％以上の面
積を確保したウォータチャンネル４１を用いることがで
きる。In the present embodiment, since the homogenization of the dry-out performance for each fuel rod by the arrangement of the short fuel rods 40 can be expected in the same manner as in the case where the water channel is reduced, the area of the water channel 41 does not decrease in economy. Can be made sufficiently large. That is, the water channel 41 having an area of 85% or more can be used.

【００２６】本発明の基準となる燃料集合体は、前述の
図１０に示す７２本の全長燃料棒を有する集合体であり
燃料棒直径約１１ｍｍとした。尚図中、４５はチャンネ
ルボックスである。図１又は図２の燃料集合体は、短尺
燃料棒４０を８本又は４本用いるが、その短尺燃料棒４
０の長さは全長燃料棒４２の有効長の約２／３とした。
短尺燃料棒４０の採用により集合体当たりの燃料物質の
装荷量が低下することを補償するため、燃料棒の直径
は、全長燃料棒４２および短尺燃料棒４０ともに基準の
約１１ｍｍに対し、８本の短尺燃料棒４０を用いる場
合、約２％、４本の短尺燃料棒４０を用いる場合、約１
％、それぞれ大きい直径とした。The fuel assembly serving as a reference of the present invention is an assembly having 72 full-length fuel rods shown in FIG. 10 described above, and has a fuel rod diameter of about 11 mm. In the figure, reference numeral 45 denotes a channel box. The fuel assembly shown in FIG. 1 or FIG. 2 uses eight or four short fuel rods 40.
The length of 0 was set to about 2/3 of the effective length of the full length fuel rod 42.
In order to compensate for the decrease in the amount of fuel material loaded per assembly due to the use of the short fuel rods 40, the diameter of the fuel rods is eight compared to the standard length of about 11 mm for both the full length fuel rods 42 and the short fuel rods 40. When using the short fuel rods 40 of about 2%, when using four short fuel rods 40, about 1%
%, Each having a larger diameter.

【００２７】本発明の効果について、まずチャンネル安
定性の改良効果を示す。図３は図１及び図２に示した短
尺燃料棒によるチャンネル安定性減幅比の解析値を示す
線図である。図に示す通り、燃料集合体の数７６４体を
装荷した定格熱出力約３３００ＭＷの原子炉において、
原子炉の炉心冷却材流量を約３０％としたときのチャン
ネル安定性をホットチャンネルについて解析したもので
ある。ホットチャンネルとは７６４体の燃料集合体の中
で最大の出力を有する燃料集合体であり、本解析ではピ
ーキング係数１．５を仮定している。Regarding the effect of the present invention, first, the effect of improving channel stability will be described. FIG. 3 is a diagram showing an analysis value of a channel stability decay ratio by the short fuel rod shown in FIGS. 1 and 2. As shown in the figure, in a reactor having a rated thermal output of about 3300 MW loaded with 764 fuel assemblies,
The channel stability when the core coolant flow rate of the reactor is set to about 30% is analyzed for the hot channel. The hot channel is a fuel assembly having the largest output among the 764 fuel assemblies, and a peaking coefficient of 1.5 is assumed in this analysis.

【００２８】尚、図３の減幅比は、チャンネル安定性を
示す指標であり、振動の振幅の減衰の程度を表し、減幅
比１．０以上で不安定となる。短尺燃料棒を用いる本発
明の燃料棒集合体のチャンネル安定性の限界の出力、す
なわち図３において、減幅比１．０となる原子炉熱出力
は８本の短尺燃料棒を用いる場合、約６０％、４本の短
尺燃料棒を用いる場合、約５５％となり基準の約５３％
に対し、それぞれ７％および２％改善される。The width reduction ratio shown in FIG. 3 is an index indicating the channel stability, and indicates the degree of attenuation of the vibration amplitude, and becomes unstable when the width reduction ratio is 1.0 or more. The limit output of the channel stability of the fuel rod assembly of the present invention using the short fuel rods, that is, the reactor heat output at which the reduction ratio becomes 1.0 in FIG. 60%, when using four short fuel rods, about 55%, about 53% of the standard
7% and 2%, respectively.

【００２９】次に短尺燃料棒の集合体配置に係るドライ
アウト性能の改良効果を示す。図４は図１及び図２の燃
料棒の外周列Ａ、中間列Ｂ、内周列Ｃのドライアウト性
能を評価した結果をＣＰＲで示した線図である。図４に
おいてａ，ｂ，ｃは従来の燃料集合体においてウォータ
チャンネルを縮小しない場合の燃料棒のドライアウト性
能をＣＰＲて示し、Ａは外周列燃料棒、Ｂは中間列燃料
棒、Ｃは内周列燃料棒のＣＰＲてある。これは前述の図
９又は図１１と同様に示す。Next, the effect of improving the dry-out performance according to the arrangement of the short fuel rod assemblies will be described. FIG. 4 is a diagram showing the result of evaluating the dry-out performance of the outer row A, the middle row B, and the inner row C of the fuel rods shown in FIGS. 1 and 2 by CPR. In FIG. 4, a, b, and c show the dry-out performance of the fuel rod in the conventional fuel assembly when the water channel is not reduced by CPR, where A is the outer row fuel rod, B is the middle row fuel rod, and C is the inner row fuel rod. The CPR of the peripheral fuel rods. This is shown in the same manner as in FIG. 9 or FIG.

【００３０】これに対し、８本の短尺燃料棒を用いる場
合、ａ’，ｂ’，Ｃ’、４本を用いる場合、ａ”，
ｂ”，ｃ”でそれぞれの燃料棒のＣＰＲを示す。この解
析によって、従来のウォータチャンネルを縮小した場合
のＣＰＲを示す図１１と同様に、中間列と内周列の燃料
棒のＣＰＲが向上し、集合体全体としてのＣＰＲの最小
値が改善されることが判る。なお、従来の図１３のよう
な短尺燃料棒の配置、すなわち中間列に限定して配置す
る場合、外周列のＣＰＲが著しく低下してドライアウト
性能が悪化することも判った。On the other hand, when eight short fuel rods are used, a ', b', C ', and when four fuel rods are used, a'',
b ″ and c ″ indicate the CPR of each fuel rod. As a result of this analysis, the CPR of the fuel rods in the middle row and the inner row is improved, as in FIG. 11 showing the CPR when the conventional water channel is reduced, and the minimum value of the CPR as a whole as a whole is improved. You can see that. In addition, when the conventional arrangement of the short fuel rods as shown in FIG. 13, that is, when the arrangement is limited to the middle row, it was also found that the CPR in the outer peripheral row was significantly reduced and the dryout performance was deteriorated.

【００３１】ところで、燃料の経済性を高めるには、熱
中性子利用率を高めるように熱中性子束の高い位置の局
所ピーキング係数を高めるように熱中性子束の高い位置
の局所ピーキング係数を大きくすることが望ましい。沸
騰水型原子炉では最も熱中性子束の高い場所は、チャン
ネルボックスの外側の水領域（即ち、ギャップ水）であ
る。通常の沸騰水型原子炉ではチャンネルボックスと隣
接するチャンネルボックスの間隔は約１５mm程度であ
り、このギャップに非沸騰水が満たされているため、チ
ャンネル内に比べて大量の中性子減速材が存在する。こ
のために、燃料集合体の最外周列の局所ピーキング係数
を高めると燃料の経済性が増加することになる。In order to improve the fuel economy, it is necessary to increase the local peaking coefficient at a position where the thermal neutron flux is high so as to increase the thermal neutron utilization rate. Is desirable. In a boiling water reactor, the location with the highest thermal neutron flux is the water area outside the channel box (ie, gap water). In a normal boiling water reactor, the distance between the channel box and the adjacent channel box is about 15 mm, and since this gap is filled with non-boiling water, there is a larger amount of neutron moderator than in the channel . For this reason, if the local peaking coefficient of the outermost row of the fuel assembly is increased, the economy of the fuel is increased.

【００３２】しかしながら、最外周の局所ピーキング係
数をこのように大きくすると、燃料棒のドライアウト性
能が著しく低下する。一方、最外周列の燃料棒と、燃料
集合体を被覆するチャンネルボックスとの間隙を広げる
ことにより、最外周列の燃料棒と中間列の燃料棒のドラ
イアウト性能が同等となり、燃料集合体の最小のドライ
アウト性能が増加することとなる。However, when the local peaking coefficient at the outermost periphery is increased in this manner, the dry-out performance of the fuel rod is significantly reduced. On the other hand, by increasing the gap between the outermost row of fuel rods and the channel box covering the fuel assembly, the outermost row of fuel rods and the middle row of fuel rods have the same dryout performance, and the fuel assembly The minimum dryout performance will be increased.

【００３３】図５は最外周列の燃料棒の局所ピーキング
係数の平均値に対する燃料集合体の平均取出燃焼度の計
算値を示す線図である。これから、最外周列の平均局所
ピーキング係数を１．１０とすると約１％の大幅な平均
取出燃焼度の向上が得られることが判った。FIG. 5 is a diagram showing a calculated value of the average output burnup of the fuel assembly with respect to the average value of the local peaking coefficient of the fuel rods in the outermost row. From this, it was found that when the average local peaking coefficient of the outermost row was 1.10, a significant improvement in the average output burnup of about 1% was obtained.

【００３４】しかしながら、最外周の局所ピーキング係
数をこのように大きくすると、燃料棒のドライアウト性
能が著しく低下する。図４は平坦な出力分布、即ち最外
周の局所ピーキング係数を１．０とした場合のＣＰＲの
計算値を示す線図である。また、この時用いた燃料棒の
直径は１１．２mm、燃料棒とチャンネルボックスの間の
ギャップｄは３．５mmとした。However, when the local peaking coefficient at the outermost periphery is increased in this manner, the dry-out performance of the fuel rod is significantly reduced. FIG. 4 is a diagram showing the calculated values of CPR when the output distribution is flat, that is, when the local peaking coefficient at the outermost periphery is 1.0. The diameter of the fuel rod used at this time was 11.2 mm, and the gap d between the fuel rod and the channel box was 3.5 mm.

【００３５】上記の最外周の局所ピーキング係数を１．
１０に高めた場合、燃料棒とチャンネルボックスのギャ
ップ間隔ｄをパラメータとしてＣＰＲの計算を行った結
果を図６に示す。これから判るように間隔ｄを約３．８
mm以上とすることによって最外周列の燃料棒と中間列の
燃料棒のＣＰＲで表わしたドライアウト性能が同等とな
り、集合体のＣＰＲ即ち最小のＣＰＲが増加することが
判る。The above-mentioned local peaking coefficient of the outermost periphery is calculated as follows.
When the value is increased to 10, the result of CPR calculation using the gap distance d between the fuel rod and the channel box as a parameter is shown in FIG. As can be seen, the distance d is about 3.8
It can be seen that the dryout performance expressed by CPR of the fuel rods in the outermost row and the fuel rods in the middle row becomes equal and the CPR of the assembly, that is, the minimum CPR is increased by setting the diameter to not less than mm.

【００３６】尚、中間列のＣＰＲ及び内周列のＣＰＲが
外周列の燃料棒とチャンネルボックスのギャップ間隔ｄ
にあまり影響されない理由は、各々４本ずつの短尺燃料
棒を用いて冷却材流路面積が最外周列に比べて増加して
いるためである。The CPR in the middle row and the CPR in the inner row are the gap distance d between the fuel rods in the outer row and the channel box.
The reason for this is that the coolant passage area is increased compared to the outermost row using four short fuel rods.

【００３７】以上のように、短尺燃料棒の配置によりウ
ォータチャンネルを縮小することなく、チャンネル安定
性とドライアウト性能が改善された沸騰水型原子炉用燃
料集合体を提供することができ、しかも、燃料集合体の
最外周列の局所ピーキング係数を高めた経済性の高い燃
料集合体の熱的安全性を大幅に向上することができる。As described above, a fuel assembly for a boiling water reactor with improved channel stability and dryout performance can be provided without reducing the water channel by arranging short fuel rods. In addition, it is possible to greatly improve the thermal safety of a highly economical fuel assembly in which the local peaking coefficient of the outermost row of the fuel assembly is increased.

【００３８】[0038]

【発明の効果】以上説明したように、角型ウォータチャ
ンネルを備えた９行９列の正方格子状配列の燃料棒の一
部を該燃料棒に対して短尺化した短尺燃料棒に置換え；
前記格子状配列のうち前記角型ウォータチャンネルに隣
接する内周列と、該内周列の外側に隣接する中間列とに
前記短尺燃料棒を点在させて配置し；最外周列の燃料棒
と、燃料集合体を被覆するチャンネルボックスとの間隙
を３．８mm以上に広げたものであるため、水力学的安定
性の改善，ドライアウト性能の向上と共に、最外周列の
局所ピーキング係数を高めた経済性の高い燃料集合体の
熱的安全性を大幅に向上を図ることができ、従来の沸騰
水型原子炉用燃料集合体にくらべて、大口径の角型ウォ
ータチャンネルの特徴を最大限に生かして経済性の高
い、かつ安定性およびドライアウト性能に係る運転余
裕、従って安全性の高い燃料集合体を提供することがで
きる。As described above, a part of the fuel rods having a square water channel and having 9 rows and 9 columns each having a rectangular water channel is replaced with a short fuel rod which is shorter than the fuel rod;
The short fuel rods are interspersed and arranged in an inner peripheral row adjacent to the rectangular water channel and an intermediate row adjacent to the outer side of the inner peripheral row in the lattice-shaped arrangement; The gap between the fuel cell and the channel box covering the fuel assembly has been expanded to 3.8 mm or more, so that the hydraulic stability and dryout performance have been improved, and the local peaking coefficient of the outermost row has been increased. It can greatly improve the thermal safety of a highly economical fuel assembly, and maximizes the features of the large-diameter rectangular water channel compared to conventional boiling water reactor fuel assemblies. Thus, it is possible to provide a fuel assembly that is highly economical, has a high operating margin related to stability and dryout performance, and is therefore highly safe.

【図面の簡単な説明】[Brief description of the drawings]

【図１】本発明の一実施例の配置を示す燃料集合体の断
面図である。FIG. 1 is a sectional view of a fuel assembly showing an arrangement of an embodiment of the present invention.

【図２】本発明の別の実施例の配置を示す燃料集合体の
断面図である。FIG. 2 is a sectional view of a fuel assembly showing an arrangement of another embodiment of the present invention.

【図３】図１及び図２に示した短尺燃料棒によるチャン
ネル安定性減幅比の解析値を示す線図である。FIG. 3 is a diagram showing an analysis value of a channel stability decay ratio of the short fuel rod shown in FIGS. 1 and 2;

【図４】図１及び図２に示した燃料集合体のドライアウ
ト性能を示す線図である。FIG. 4 is a diagram showing a dry-out performance of the fuel assembly shown in FIGS. 1 and 2;

【図５】最外周列の燃料棒の局所ピーキング係数の平均
値に対する燃料集合体の平均取出燃焼度の計算値を示す
線図である。FIG. 5 is a diagram showing a calculated value of an average removal burnup of a fuel assembly with respect to an average value of a local peaking coefficient of a fuel rod in an outermost row;

【図６】最外周の局所ピーキング係数を１．１０とした
場合のＣＰＲの計算値を示す線図である。FIG. 6 is a diagram showing calculated values of CPR when the outermost local peaking coefficient is set to 1.10.

【図７】従来の大口径角型ウォータチャンネルを備えた
燃料集合体の断面図である。FIG. 7 is a cross-sectional view of a fuel assembly provided with a conventional large-diameter rectangular water channel.

【図８】図７の全体の構造を示す模式図である。FIG. 8 is a schematic diagram showing the entire structure of FIG. 7;

【図９】図７に示した燃料集合体のドライアウト性能を
示す線図である。FIG. 9 is a diagram showing a dry-out performance of the fuel assembly shown in FIG. 7;

【図１０】従来の縮小した大口径角型ウォータチャンネ
ルを備えた燃料集合体の断面図である。FIG. 10 is a cross-sectional view of a conventional fuel assembly including a reduced large-diameter rectangular water channel.

【図１１】図１０に示した燃料集合体のドライアウト性
能を示す線図である。FIG. 11 is a diagram showing a dry-out performance of the fuel assembly shown in FIG. 10;

【図１２】大口径角型ウォータチャンネルのサイズ縮小
率と平均取出燃焼度の変化を示す線図である。FIG. 12 is a diagram showing a change in the size reduction ratio and average removal burnup of a large-diameter rectangular water channel.

【図１３】従来の短尺燃料棒を備えた燃料集合体の断面
図である。FIG. 13 is a cross-sectional view of a fuel assembly provided with a conventional short fuel rod.

【図１４】図１３に示した短尺燃料棒と通常の燃料棒と
の比較を示す説明図である。FIG. 14 is an explanatory view showing a comparison between the short fuel rod shown in FIG. 13 and a normal fuel rod.

【符号の説明】[Explanation of symbols]

１１，２１，４１…ウォータチャンネル １２，２２，３２，４２…全長燃料棒 １３…スペーサ １４…タイプレート １５，２５，３５，４５…チャンネルボックス ３０，４０…短尺燃料棒 ３１…ウォータロッド 11, 21, 41 ... water channel 12, 22, 32, 42 ... full length fuel rod 13 ... spacer 14 ... tie plate 15, 25, 35, 45 ... channel box 30, 40 ... short fuel rod 31 ... water rod

Claims (4)

(57)【特許請求の範囲】(57) [Claims] 【請求項１】 ９行９列の正方格子状配列に燃料棒をバ
ンドル形状に保持し、該配列の中央部の複数の燃料棒を
一本の角型ウォータチャンネルに置換えた沸騰水型原子
炉用燃料集合体において、前記燃料棒の一部を該燃料棒
に対して短尺化した短尺燃料棒に置換え、前記格子状配
列のうち前記角型ウォータチャンネルに隣接する内周列
と、該内周列の外側に隣接する中間列とに前記短尺燃料
棒を点在させて配置し、最外周列の燃料棒と、燃料集合
体を被覆するチャンネルボックスとの間隙を３．８mm以
上に広げたことを特徴とする沸騰水型原子炉用燃料集合
体。1. A boiling water reactor in which fuel rods are held in a bundle form in a square grid arrangement of 9 rows and 9 columns, and a plurality of fuel rods at the center of the arrangement are replaced by a single rectangular water channel. In the fuel assembly, a part of the fuel rod is replaced with a short fuel rod which is shorter than the fuel rod, and an inner peripheral row of the lattice-shaped array adjacent to the square water channel; The short fuel rods are interspersed and arranged in the middle row adjacent to the outside of the row, and the gap between the outermost row of fuel rods and the channel box covering the fuel assembly is increased to 3.8 mm or more. A fuel assembly for a boiling water reactor, comprising: 【請求項２】 前記短尺燃料棒の長さを前記燃料棒の有
効長の約２／３を越えない長さとしたことを特徴とする
請求項１に記載の沸騰水型原子炉用燃料集合体。2. The fuel assembly for a boiling water reactor according to claim 1, wherein the length of said short fuel rod is not more than about ／ of the effective length of said fuel rod. . 【請求項３】 前記角型ウォータチャンネルの面積を３
行３列の正方格子配列の桝目を占める面積の８５％以上
の面積とした請求項１又は２の何れかに記載の沸騰水型
原子炉用燃料集合体。3. The area of the rectangular water channel is 3
3. The fuel assembly for a boiling water reactor according to claim 1, wherein the area is 85% or more of an area occupying a square grid array of three rows. 【請求項４】 前記燃料棒又は短尺燃料棒の核燃料物質
として二酸化ウラン、または二酸化ウランと二酸化プル
トニウムとの混合酸化物としたことを特徴とする請求項
１〜３の何れかに記載の沸騰水型原子炉用燃料集合体。4. The boiling water according to claim 1, wherein uranium dioxide or a mixed oxide of uranium dioxide and plutonium dioxide is used as a nuclear fuel material of the fuel rod or the short fuel rod. Fuel assemblies for nuclear reactors.
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