JP6568348B2 - Fast reactor fuel assemblies and cores loaded with them - Google Patents
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Description
本発明は、高速炉用燃料集合体及びそれを装荷する炉心に係り、Naボイド反応度を負とすることで、安全性の向上を可能とする高速炉用燃料集合体及びそれを装荷する炉心に関する。 TECHNICAL FIELD The present invention relates to a fuel assembly for a fast reactor and a core for loading the same, and by making the Na void reactivity negative, the fuel assembly for a fast reactor capable of improving safety and the core for loading the same. About.
一般的に、高速増殖炉は、原子炉容器内に炉心を配置しており、冷却材である液体ナトリウムを原子炉容器内に充填している。その炉心に装荷される高速炉用燃料集合体は、プルトニウムを富化した劣化ウラン(238U)を封入した複数の燃料棒、束ねられた複数の燃料棒を取り囲むラッパ管、これらの燃料棒の下端部、及び燃料棒の下方に位置する中性子遮蔽体を支持するエントランスノズル、及び燃料棒の上方に位置する冷却材流出部を有する。 Generally, in a fast breeder reactor, a reactor core is disposed in a reactor vessel, and liquid sodium which is a coolant is filled in the reactor vessel. The fast reactor fuel assembly loaded in the core is composed of a plurality of fuel rods filled with depleted uranium ( 238 U) enriched in plutonium, a trumpet tube surrounding a plurality of bundled fuel rods, It has a lower end portion, an entrance nozzle for supporting a neutron shield located below the fuel rod, and a coolant outflow portion located above the fuel rod.
高速増殖炉の炉心は、内側炉心領域及び内側炉心領域を取り囲む外側炉心領域を有する炉心燃料領域、炉心燃料領域を取り囲むブランケット燃料領域、及びブランケット燃料領域を取り囲む中性子遮蔽体領域を有する。標準的な均質炉心の場合、外側炉心領域に装荷される燃料集合体のPu富化度は、内側炉心領域に装荷される燃料集合体のPu富化度よりも高くなっている。この結果、炉心の半径方向における出力分布が平坦化される。 A fast breeder reactor core has a core fuel region having an inner core region and an outer core region surrounding the inner core region, a blanket fuel region surrounding the core fuel region, and a neutron shield region surrounding the blanket fuel region. In the case of a standard homogeneous core, the Pu enrichment of the fuel assemblies loaded in the outer core region is higher than the Pu enrichment of the fuel assemblies loaded in the inner core region. As a result, the power distribution in the radial direction of the core is flattened.
一方、原子炉の使用済燃料の再処理で発生する高レベル放射性廃棄物(HLW:High Level Radioactive Waste)のうち、マイナーアクチニド(MA:Minor Actinide)は長期間放射能を有しており、このMAをリサイクルして高速炉で核変換することによってHLWの有害度を減らし、かつ減衰速度を増大することにより、地層処分場の負荷を減らし、環境負荷低減をはかる研究が行われている。ところが、MAを炉心に装荷すると、炉の安全性に係るボイド反応度(冷却材である液体Naの沸騰により印加される反応度)が増大する傾向にある。そこで、ボイド反応度を抑制する一つの有力な方策として、非特許文献1が提案されている。 On the other hand, among high level radioactive waste (HLW) generated by reprocessing spent fuel in the nuclear reactor, minor actinide (MA) has long-term radioactivity, and this Research is being conducted to reduce the burden on the geological disposal site and reduce the environmental burden by reducing the harmfulness of HLW and increasing the decay rate by recycling MA and transmuting in a fast reactor. However, when MA is loaded on the reactor core, the void reactivity (reactivity applied by boiling of liquid Na as a coolant) tends to increase. Therefore, Non-Patent Document 1 has been proposed as one effective measure for suppressing the void reactivity.
非特許文献1には、Naプレナム領域を燃料棒束の上に設けた燃料集合体の導入が記載されている。大型の炉心の燃料領域が正のボイド反応度をもつのに対して、Naプレナム領域は負のボイド反応度をもつことから、冷却材流量喪失等の過渡事象時に、Naプレナム領域のボイドにより炉心全体の実効的なボイド反応度を負にできる可能性がある。ボイド反応度のNaプレナム領域構造材割合依存性が示されており、構造材割合が小さい程、ボイド反応度が小さくなる。 Non-Patent Document 1 describes the introduction of a fuel assembly in which a Na plenum region is provided on a fuel rod bundle. The fuel region of the large core has positive void reactivity, whereas the Na plenum region has negative void reactivity. Therefore, during transient events such as loss of coolant flow, the core due to voids in the Na plenum region There is a possibility that the overall effective void reactivity can be negative. The dependence of the void reactivity on the Na plenum region structural material ratio is shown. The smaller the structural material ratio, the smaller the void reactivity.
また、加圧水型原子炉(PWR)に関するものであるものの、特許文献1に記載される技術が知られている。特許文献1では、燃料集合体を構成する各燃料棒の被覆管内において、上部端栓と最上部の燃料ペレット間に複数の皿ばねを配する構成が開示されている。複数の皿ばねにより、予備的に燃料ペレットに張力を付与することで、クリープ発生を防止するものである。 Moreover, although it is related with a pressurized water reactor (PWR), the technique described in patent document 1 is known. Patent Document 1 discloses a configuration in which a plurality of disc springs are arranged between an upper end plug and an uppermost fuel pellet in a cladding tube of each fuel rod constituting a fuel assembly. A plurality of disc springs are used to preliminarily apply tension to the fuel pellets to prevent creep.
非特許文献1には、ボイド反応度のNaプレナム領域構造材割合依存性について開示されるものの、高速炉用燃料集合体を如何に構成すべきか具体的な開示は無い。特に、燃料集合体は、高速炉炉心に装荷するため輸送されるが、輸送時における燃料集合体を構成する燃料棒内の燃料ペレットに付加される振動については言及されていない。 Non-Patent Document 1 discloses the dependence of the void reactivity on the proportion of the Na plenum region structural material, but does not specifically disclose how the fast reactor fuel assembly should be constructed. In particular, the fuel assemblies are transported for loading into the fast reactor core, but no mention is made of vibrations added to the fuel pellets in the fuel rods constituting the fuel assemblies during transportation.
また、特許文献1では、上部端栓と最上部の燃料ペレット間に、複数の皿ばねを配するものである。従って、上部端栓と最上部の燃料ペレット間に形成される空間が、その軸方向において拡がるという課題を有する。また、特許文献1は、PWRに関するものであるため、燃料集合体内において、燃料棒の上方に配されるNaプレナム領域を備えていない。 In Patent Document 1, a plurality of disc springs are disposed between the upper end plug and the uppermost fuel pellet. Therefore, the space formed between the upper end plug and the uppermost fuel pellet has a problem of expanding in the axial direction. Moreover, since patent document 1 is related to PWR, it does not include a Na plenum region disposed above the fuel rod in the fuel assembly.
そこで本発明は、Naプレナム領域の構造材の体積割合を低減することで、ボイド反応度の低減を可能とする高速炉用燃料集合体及びそれを装荷する高速炉の炉心を提供することにある。 Accordingly, the present invention is to provide a fast reactor fuel assembly capable of reducing the void reactivity by reducing the volume ratio of the structural material in the Na plenum region, and a fast reactor core loaded with the fuel assembly. .
上記課題を解決するため、本発明の高速炉用燃料集合体は、燃料棒被覆管内に核燃料物質を含む燃料ペレットを複数充填する燃料棒を、複数本束ねてラッパ管に収容し高速炉の炉心に装荷される燃料集合体であって、前記複数の燃料棒の上部端栓の上方に、前記ラッパ管により画定されるナトリウムプレナム領域を備え、前記各燃料棒は、前記複数の燃料ペレットにより形成される燃料領域の上端部と前記上部端栓との間に、前記燃料棒被覆管により画定される上部ガスプレナム領域を有し、冷却材流量喪失を含む過渡事象時における前記ナトリウムプレナム領域のボイド反応度が低減されるように、前記上部ガスプレナム領域に皿ばね又は竹の子ばね若しくはスチール・ウールの上端が前記上部端栓の下面と当接し下端が前記燃料棒被覆管内の最上部の燃料ペレットの上面と当接するように配することにより前記上部ガスプレナム領域の軸方向長さを短縮させて、前記ナトリウムプレナム領域を画定するラッパ管及び前記上部端栓並びに前記上部ガスプレナム領域を画定する燃料棒被覆管を含むナトリウムプレナム領域の構成材の体積割合が低減するようにしたことを特徴とする。 In order to solve the above problems, a fuel assembly for a fast reactor according to the present invention includes a fuel rod cladding tube in which a plurality of fuel rods filled with fuel pellets containing nuclear fuel material are bundled and accommodated in a trumpet tube. The fuel assembly is loaded with a sodium plenum region defined by the trumpet tube above an upper end plug of the plurality of fuel rods, wherein each fuel rod is formed by the plurality of fuel pellets. A void reaction in the sodium plenum region during a transient event, including an upper gas plenum region defined by the fuel rod cladding, between the upper end of the fuel region and the upper end plug; The upper end of the disc spring or bamboo shoot spring or steel wool contacts the lower surface of the upper end plug and the lower end is the fuel rod cladding tube so that the degree is reduced. The upper gas plenum by shortening the axial length of the region, trumpet and the upper end plug defining said sodium plenum region and the upper gas plenum region by placing into contact with the upper surface of the uppermost fuel pellet the volume ratio of the constituent material of the sodium plenum region containing the fuel rod cladding that defines the is characterized in that so as to reduce.
また、本発明の高速炉の炉心は、内側炉心領域と、前記内側炉心領域を取り囲む外側炉心領域と、前記外側炉心領域を取り囲む径方向ブランケット領域と、前記径方向ブランケット領域を取り囲む中性子遮蔽体領域を有する高速炉の炉心であって、前記内側炉心領域及び外側炉心領域に装荷され、燃料棒被覆管内に核燃料物質を含む燃料ペレットを複数充填する燃料棒を、複数本束ねてラッパ管に収容する燃料集合体は、前記複数の燃料棒の上部端栓の上方に、前記ラッパ管により画定されるナトリウムプレナム領域を備え、前記各燃料棒は、前記複数の燃料ペレットにより形成される燃料領域の上端部と前記上部端栓との間に、前記燃料棒被覆管により画定される上部ガスプレナム領域を有し、冷却材流量喪失を含む過渡事象時における前記ナトリウムプレナム領域のボイド反応度が低減されるように、前記上部ガスプレナム領域に皿ばね又は竹の子ばね若しくはスチール・ウールの上端が前記上部端栓の下面と当接し下端が前記燃料棒被覆管内の最上部の燃料ペレットの上面と当接するように配することにより前記上部ガスプレナム領域の軸方向長さを短縮させて、前記ナトリウムプレナム領域を画定するラッパ管及び前記上部端栓並びに前記上部ガスプレナム領域を画定する燃料棒被覆管を含むナトリウムプレナム領域の構成材の体積割合が低減するようにしたことを特徴とする。 The core of the fast reactor of the present invention includes an inner core region, an outer core region surrounding the inner core region, a radial blanket region surrounding the outer core region, and a neutron shield region surrounding the radial blanket region. A fast reactor core having a plurality of fuel rods loaded in the inner core region and the outer core region and filled with a plurality of fuel pellets containing nuclear fuel material in the fuel rod cladding tube and housed in a trumpet tube The fuel assembly includes a sodium plenum region defined by the trumpet tube above an upper end plug of the plurality of fuel rods, and each fuel rod has an upper end of a fuel region formed by the plurality of fuel pellets. between said upper end plug part has an upper gas plenum area defined by the fuel rod cladding tube, before during transient events including coolant loss of flow In order to reduce the void reactivity of the sodium plenum region, the upper end of the disc spring or bamboo shoot spring or steel wool contacts the lower surface of the upper end plug and the lower end is the uppermost portion in the fuel rod cladding tube so that the upper gas plenum region is reduced. The axial length of the upper gas plenum region is shortened by being disposed so as to contact the upper surface of the fuel pellet of the fuel pellet, and the trumpet tube and the upper end plug defining the sodium plenum region and the upper gas plenum region are defined. the volume ratio of the constituent material of the sodium plenum region containing the fuel rod cladding tube, characterized in that so as to reduce.
本発明によれば、Naプレナム領域の構造材の体積割合を低減することで、ボイド反応度の低減を可能とする高速炉用燃料集合体及びそれを装荷する高速炉の炉心を提供できる。 According to the present invention, by reducing the volume ratio of the structural material in the Na plenum region, it is possible to provide a fast reactor fuel assembly capable of reducing void reactivity and a fast reactor core loaded with the fuel assembly.
上記した以外の課題、構成及び効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。 Problems, configurations, and effects other than those described above will be clarified by the following description of embodiments.
本明細書において、「Naプレナム領域の構造材の体積割合」とは、高速炉用燃料集合体を構成する燃料棒の燃料領域より上部であって、上部端栓の上方に配されるNaプレナム領域を含む領域における、構造材の体積割合をいう。すなわち、上部ガスプレナム領域、上部端栓及びNaプレナム領域を含む領域における構造材の体積割合を意味する。上記構造材は、Naプレナム領域を画定するラッパ管、上部端栓及び上部ガスプレナム領域を画定する燃料棒被覆管等である。 In the present specification, “the volume ratio of the structural material in the Na plenum region” means the Na plenum disposed above the upper end plug above the fuel region of the fuel rod constituting the fast reactor fuel assembly. The volume ratio of the structural material in the region including the region. That is, it means the volume ratio of the structural material in the region including the upper gas plenum region, the upper end plug and the Na plenum region. The structural material is a wrapper tube that defines a Na plenum region, a top end plug, a fuel rod cladding tube that defines an upper gas plenum region, and the like.
以下、図面を用いて本発明の実施例について説明する。 Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings.
図1は、本発明の一実施例に係る実施例1の高速炉用燃料集合体の縦断面図である。図1に示すように、高速炉用燃料集合体1は、横断面六角形状のラッパ管7内に、複数本の燃料棒2を束ねて収容し構成される。高速炉用燃料集合体1は、ステンレス鋼製(SUS)のラッパ管7内であって、燃料棒2の上端部より上方に、Naプレナム領域12を有する。Naプレナム領域12は、ラッパ管7により画定される空間であり、この空間内に冷却材である流動Na(液体Na)のみを包含する。また、高速炉用燃料集合体1は、図1に示すラッパ管7の下方に、冷却材である液体Naを複数の燃料棒2の間に通流するため、液体Naを導入するエントランスノズル(図示せず)、及びラッパ管7の上方に、ハンドリングヘッド(図示せず)等を備える。また、隣接する燃料棒2同士の間隔は、燃料棒表面に巻き付けたワイヤースペーサ(図示せず)によって保持される。
FIG. 1 is a longitudinal sectional view of a fast reactor fuel assembly of Example 1 according to one embodiment of the present invention. As shown in FIG. 1, a fast reactor fuel assembly 1 is configured by bundling and housing a plurality of
燃料棒2は、ステンレス鋼製の燃料棒被覆管4内に、プルトニウム酸化物(PuO2)及び劣化ウランの酸化物(UO2)を混合した混合酸化物(以下、MOX(Mixed Oxide)燃料という)を焼結した燃料ペレット10を複数個、軸方向に充填し封止し構成される。なお、燃料ペレット10は、上記MOX燃料に限らず、Pu等の核燃料を含むものが用いられる。また、燃料棒2は、その上下の端部に、それぞれ上部端栓3及び下部端栓9を配し、燃料棒被覆管4内を封止する。また、燃料棒2は、下部端栓9と複数の燃料ペレット10にて形成される燃料領域11の下端部との間に下部ガスプレナム領域6を備える。下部ガスプレナム領域6は、燃料棒被覆管4により画定される空間であり、燃料ペレット10の核***により発生する、核***生成物(Fisson Products:FP)のガスを空間内に保持する。なお、下部ガスプレナム領域6の長さは、燃料寿命中に発生する全てのFPガスを保持しつつ、FPガスによる内圧に起因する燃料棒被覆管4の応力が設計制限以下となるように決めている。
The
図1中の領域Aの拡大図に示すように、燃料棒2の上端部側には、上部端栓3と燃料領域11との間に、上部ガスプレナム領域5が設けられている。上部ガスプレナム領域5は、燃料棒被覆管4により画定される空間であり、内部に、皿ばね8を配する。皿ばね8は、上端が上部端栓3の下面と当接し、下端が燃料領域11を形成する最上部の燃料ペレット10の上面(燃料領域11の上端部)と当接する。これにより、高速炉用燃料集合体1の輸送あるいは搬送時において、皿ばね8の付勢力により燃料領域11を形成する燃料ペレット10の位置を保持する。
As shown in the enlarged view of region A in FIG. 1, an upper
図2に、高速炉用燃料集合体1,1’の縦断面図、及びそれを装荷する高速炉炉心21の横断面図を示す。図2の横断面図に示すように、高速炉炉心21は、内側炉心領域22、内側炉心領域22を取り囲む外側炉心領域23を有する炉心燃料領域、径方向ブランケット領域24、及び中性子遮蔽体領域25を有する。高速炉炉心21の半径方向において、径方向ブランケット領域24が炉心燃料領域を取り囲んで炉心燃料領域と隣り合っており、中性子遮蔽体領域25が径方向ブランケット領域24を取り囲んでいる。制御棒26は、炭化ホウ素(B4C)ペレットをステンレス製の被覆管に封入した複数の中性子吸収棒を有し、これらの中性子吸収棒を横断面六角形状のラッパ管に収容して構成される。制御棒26は、主炉停止系及び後備炉停止系の独立した2系統の構成となっているが、図2ではこれらを区別せず記載している。
FIG. 2 shows a longitudinal sectional view of the fast reactor fuel assembly 1, 1 ′ and a transverse sectional view of the
図2において、内側炉心領域22に装荷する高速炉用燃料集合体1のPu富化度よりも、外側炉心領域23に装荷する高速炉用燃料集合体1’のPu富化度を高くしている。高速炉用燃料集合体1及び1’は、図1に示す高速炉用燃料集合体1と形状は同一であるものの、高速炉用燃料集合体1’内の各燃料棒2’に充填される燃料ペレット10’のPu富化度を高くすることにより、高速炉炉心21の半径方向の出力分布が平坦化される。
In FIG. 2, the Pu enrichment of the fast reactor fuel assembly 1 ′ loaded in the
ここで、図3に、図2に示す高速炉用燃料集合体1,1’を装荷する高速炉炉心21の炉心中央から外周部までの縦断面図を示す。図3では、高速炉炉心21の中心軸O21に対し、軸対象に1/2炉心を図示している。図3に示すように、内側炉心領域22に装荷される高速炉用燃料集合体1の燃料領域11と、外側炉心領域23に装荷される高速炉用燃料集合体1’の燃料領域11’の軸(O21)方向長さは等しい。核***性物質であるPuの富化度(全重金属HM(Heavy metal)の重量に対するPuの重量比)が、高速炉用燃料集合体1のPu富化度より、高速炉用燃料集合体1’のPu富化度を高く設定し、炉心の半径方向の出力が平坦化されている。
Here, FIG. 3 shows a longitudinal sectional view from the core center to the outer periphery of the
このように、本実施例のNaプレナム領域12を有する高速炉用燃料集合体1,1’を装荷する高速炉炉心21では、万が一ポンプの故障等により冷却材である液体Naの流量が低下する場合を想定すると、燃料棒2,2’の上端部付近の液体Naの温度が最も上昇する。これによりNaプレナム領域12の冷却材である液体Naの密度の低下、もしくはボイドの発生によって、燃料領域11,11’で発生した中性子が上方に漏れやすくなり、ボイド反応度を大幅に低減する効果を有する。
As described above, in the
従来の高速炉では、炉心に装荷される燃料集合体内の燃料棒の下部に、本実施例の高速炉用燃料集合体1,1’と同様にガスプレナム領域を有する。そして、各燃料棒は、燃料ペレットの上端と上部端栓との間に、燃料集合体の搬送あるいは輸送時に燃料ペレットの位置を保持するためのコイルばねが配置されている。コイルばねが配される領域(上部ガスプレナム領域)の軸方向の長さは、10cm程度である。上記コイルばねの機能は、燃料照射前の室温において、燃料搬送時に燃料ペレットを保持することである。 The conventional fast reactor has a gas plenum region in the lower part of the fuel rod in the fuel assembly loaded in the core, like the fast reactor fuel assemblies 1, 1 'of the present embodiment. Each fuel rod is provided with a coil spring between the upper end of the fuel pellet and the upper end plug to hold the position of the fuel pellet when the fuel assembly is transported or transported. The axial length of the region where the coil spring is disposed (upper gas plenum region) is about 10 cm. The function of the coil spring is to hold the fuel pellets during fuel transfer at room temperature before fuel irradiation.
これに対し、本実施例の高速炉用燃料集合体1,1’では、上述のとおり上部ガスプレナム領域5内に、ステンレス鋼製の皿ばね8を配する構成としている。これは、皿ばね8は、高速炉用燃料集合体1,1’の輸送あるいは搬送時に、燃料ペレット10の位置を保持するためのみに供され、高速炉の運転時においては特に必要とされるものでないことに着目したことによる。このように、皿ばね8により燃料ペレット10に対し付勢力を付与する構成とすることで、上部ガスプレナム領域5の軸方向長さの低減が図られる。本実施例における上部ガスプレナム領域5の軸方向長さは、約2cmとしている。
On the other hand, in the fast reactor fuel assembly 1, 1 ′ of the present embodiment, the stainless steel disc spring 8 is arranged in the upper
上述のとおり、Naプレナム領域を有する高速炉用燃料集合体1,1’を装荷する高速炉のボイド反応度は、Naプレナム領域の構造材の体積割合が小さい程小さくなる。Naプレナム領域の構造材の体積割合とは、上述のとおり、図1に示す、一点鎖線で囲まれた領域B、すなわち、上部ガスプレナム領域5、上部端栓3及びNaプレナム領域12を含む領域における構造材の体積割合を意味するものである。従って、本実施例では、Naプレナム領域12の上部ガスプレナム領域5の軸方向長さを、従来の約10cmから約2cmに短縮(約1/5以下)し、構造材の体積割合を低減している。これにより、ボイド反応度が低減され、仮にスクラム失敗を想定して、それに伴う流量喪失過渡時(Unprotected Loss of Flow:ULOF時)の安全性を向上できる。
As described above, the void reactivity of the fast reactor loaded with the fast reactor fuel assemblies 1, 1 ′ having the Na plenum region decreases as the volume ratio of the structural material in the Na plenum region decreases. As described above, the volume ratio of the structural material in the Na plenum region is the region B surrounded by the one-dot chain line, that is, the region including the upper
本実施例によれば、Naプレナム領域の構造材の体積割合を低減することで、ボイド反応度を低減できる。また、ボイド反応度を低減できることから、万が一、スクラム失敗等の事象が生じた場合においても、高速炉の安全性を向上できる。 According to the present embodiment, the void reactivity can be reduced by reducing the volume ratio of the structural material in the Na plenum region. In addition, since the void reactivity can be reduced, the safety of the fast reactor can be improved even if an event such as a scram failure occurs.
図4に、本発明の他の実施例に係る実施例2の高速炉用燃料集合体の縦断面図、及びそれを装荷する高速炉炉心の横断面図を示す。図1及び図2に示す構成要素と同一の構成要素に同一符号を付している。実施例1では、同一形状の高速炉用燃料集合体1、1’をそれぞれ高速炉炉心の内側炉心領域22、外側炉心領域23に装荷する構成とした。これに対し、本実施例では、内側炉心領域22に装荷する高速炉用燃料集合体1aと、外側炉心領域23に装荷する高速炉用燃料集合体1bを異なる形状とした点が異なる。以下では、実施例1と重複する説明を省略する。
FIG. 4 shows a vertical cross-sectional view of a fast reactor fuel assembly of Example 2 according to another embodiment of the present invention, and a cross-sectional view of a fast reactor core loaded with the fuel assembly. The same components as those shown in FIGS. 1 and 2 are denoted by the same reference numerals. In the first embodiment, the fast reactor fuel assemblies 1 and 1 ′ having the same shape are loaded in the
図4に示すように、高速炉炉心31の内側炉心領域22に装荷される、高速炉用燃料集合体1aは、燃料棒2aの燃料棒被覆管4内に充填される複数の燃料ペレット10の軸方向略中央より下側に、劣化ウランを核燃料とする内部ブランケットペレット32が配される。これにより燃料領域は、内部ブラケットペレット32を境に、その上方に第1の燃料領域11a、下方に第2の燃料領域11a’に分割される。これら、第1の燃料領域11a、内部ブランケットペレット32及び第2の燃料領域11a’の軸方向合計の長さは、上述の実施例1における燃料領域11の軸方向長さより短い。なお、内部ブランケットペレット32の配置位置は、上述のように、複数の燃料ペレット10の軸方向略中央より下側とするのが望ましいが、必ずしもこれに限らず、複数の燃料ペレット10の軸方向略中央に配する構成としても良い。
As shown in FIG. 4, the fast reactor fuel assembly 1a loaded in the
また、図4に示すように、高速炉炉心31の外側炉心領域23に装荷される、高速炉用燃料集合体1bは、上述の実施例1における燃料領域11の軸方向長さよりも長い燃料領域11bを有する。すなわち、高速炉用燃料集合体1bは、実施例1に示した燃料棒2に比し、燃料棒被覆管4内への燃料ペレット10の充填数を増加させた燃料棒2bを収容する。
As shown in FIG. 4, the fast
図5に、図4に示す高速炉用燃料集合体1a,1bを装荷する高速炉炉心31の炉心中央から外周部までの縦断面図を示す。図5では、高速炉炉心31の中心軸O31に対し、軸対象に1/2炉心を図示している。図5に示すように、高速炉炉心31に装荷される高速炉用燃料集合体1aに収容される燃料棒2aの第1の燃料領域11a及び第2の燃料領域11bの間に、劣化ウランを燃料物質とする内部ブランケットペレット32が設けられている。第1の燃料領域11aの軸(O31)方向長さは、第2の燃料領域11a’の軸方向長さより長い。これら、第1の燃料領域11a、内部ブランケットペレット32及び第2の燃料領域11a’の軸方向長さの合計は、実施例1の高速炉炉心21に装荷される高速炉用燃料集合体1に収容される燃料棒2の燃料領域11の軸方向長さより短い。また、外側炉心領域23に装荷される高速炉用燃料集合体1bに収容される燃料棒2bの燃料領域11bの軸方向の長さは、上記第1の燃料領域11a、内部ブランケットペレット32及び第2の燃料領域11bの軸方向長さの合計よりも長い。
FIG. 5 is a longitudinal sectional view from the core center to the outer periphery of the
図5に示す高速炉炉心31の内側炉心領域22では、軸方向の略中央よりより下側に核***性物質であるPu等を含まない領域(内部ブランケットペレット32)を有することにより、出力が低く、そのためPu等を含む第1の燃料領域11aの上端付近の中性子束が高い。従って、冷却材である液体Naの沸騰を想定した場合に、第1の燃料領域11a内の燃料ペレット10からNaプレナム領域12に漏洩する中性子が増大することにより、実施例1の図3に示す高速炉炉心21に比し、更にボイド反応度を低減することが可能となる。
The
図6は、上部ガスプレナム領域の長さとNaボイド反応度との関係を示す図である。図6は、本実施例によるボイド反応度の低減効果を解析によって評価した図である。評価に用いた解析方法は以下の通りである。 FIG. 6 is a diagram showing the relationship between the length of the upper gas plenum region and the Na void reactivity. FIG. 6 is a diagram in which the effect of reducing the void reactivity according to this example is evaluated by analysis. The analysis method used for the evaluation is as follows.
一般的に、原子炉内の核反応は、中性子の空間、エネルギーの各領域における挙動を支配するボルツマンの輸送方程式に支配される。通常の高速炉の炉心計算では、上記輸送方程式を、中性子束(単位は1秒、1cm2あたりの中性子の個数)流が中性子束分布の勾配に比例すると近似する拡散近似に基づく、中性子拡散方程式による解析コードを用いて実施されることが多い。更に、我が国の高速炉の設計計算では、Puを初めとする核燃料の同位体(239Pu, 240Pu,238U,237Np,241Am等)、原子炉の構造材(Fe等)、冷却材(23Na)等と中性子との反応確率である中性子断面積(単位は1/cm2)等のデータを体系化した断面積ライブラリのうち、我が国で整備された最新のライブラリJENDL−4.0に基づき、標準的な高速炉の中性子束のエネルギー分布を用いて、70個のエネルギー群に離散化した高速炉用の70群核データセットを使用する場合が多い。上記の高速炉を対象とした解析手法は、国内外の高速炉の臨界実験装置や、高速炉実機の臨界実験解析によって検証されている。 In general, nuclear reactions in nuclear reactors are governed by Boltzmann transport equations that govern the behavior of neutrons in space and energy. In a normal fast reactor core calculation, the above transport equation is based on a diffusion approximation that approximates the flow of neutron flux (unit: number of neutrons per 1 cm 2 ) proportional to the gradient of neutron flux distribution. In many cases, the analysis code is used. Furthermore, in the design calculation of fast reactors in Japan, nuclear isotopes such as Pu ( 239 Pu, 240 Pu, 238 U, 237 Np, 241 Am, etc.), reactor structural materials (Fe etc.), coolants Among the cross-section libraries that systematize data such as neutron cross-section (unit: 1 / cm 2 ) that is the reaction probability of ( 23 Na) etc. with neutrons, the latest library JENDL-4.0 prepared in Japan Based on the above, the 70-group nuclear data set for the fast reactor, which is discretized into 70 energy groups using the energy distribution of the standard fast reactor neutron flux, is often used. The above analysis method for the fast reactor has been verified by critical experiment equipment for fast reactors in Japan and overseas and critical experiment analysis of actual fast reactors.
図4及び図5に示す炉心体系に対して、空間的には差分法で離散化し、また上記の核データセットに対応して70群に離散化した、中性子拡散方程式を数値的に解いて、中性子束分布を求め、炉心を構成する多くの同位体核種の断面積を、それぞれの核種の個数密度を用いて平均化した断面積と、上記で求めた中性子束の積を空間的、エネルギー的に積分して、種々の核反応の反応率を計算する。図6では、高速炉炉心31の上部ガスプレナム領域5の軸方向長さをパラメータとして、冷却材である液体Naが通常運転時で沸騰していない場合と、万が一の冷却材流量喪失過渡(ULOF)事象を想定して、ラッパ管7内の液体Naが沸騰した場合について、それぞれ、上述した中性子拡散方程式を解いて、沸騰前後の中性子実効増倍率を求め、その差異からボイド反応度を計算している。
For the core system shown in FIGS. 4 and 5, the neutron diffusion equation, which is spatially discretized by the difference method and discretized into 70 groups corresponding to the above nuclear data set, is numerically solved, The neutron flux distribution is obtained, and the cross-sectional area of many isotope nuclides constituting the core is averaged using the number density of each nuclide, and the product of the neutron flux obtained above is spatially and energy-wise. To calculate the reaction rates of various nuclear reactions. In FIG. 6, with the axial length of the upper
横軸の上部ガスプレナム領域の長さ(cm)は、高速炉用燃料集合体1aにおける、最上部に位置する燃料ペレット10の上面(第1の燃料領域11aの上端部)と、上部端栓3の下面との間の軸方向距離を示す。また、縦軸のNaボイド反応度($)は、本実施例の高速炉炉心31において、内部ブランケットペレット32を含む燃料領域(第1の燃料領域11a、内部ブランケットペレット32及び第2の燃料領域11bを合わせた領域)及びNaプレナム領域12における、ラッパ管7の内側の冷却材である液体Naが沸騰(ボイド化)した場合の、Naボイド反応度(単位は$(ドル))を示す。
The length (cm) of the upper gas plenum region on the horizontal axis indicates the upper surface of the
ここで、Naボイド反応度の単位($)について説明する。核***で生じる中性子には、寿命が10−4[秒]オーダーの即発中性子と、核種によっては数十秒の遅発中性子の2種類がある。仮に原子炉が即発中性子のみで臨界になると、10−4[秒]オーダーの反応度、すなわち出力が変動するため、制御棒26等の機械的な装置による反応度制御が困難となる。実際には、遅発中性子が存在するので、反応度変化が全中性子数に対する遅発中性子数の割合(これを実効遅発中性子割合と呼び、βeffと表記される)以下であれば、機械的な装置による制御が十分可能となる。丁度、実効遅発中性子割合(βeff)となる反応度の変化を1ドル($)と呼び、反応度のスケールとしている。逆に制御棒誤引抜等による挿入反応度が1.0$を超過すると、即発中性子のみで臨界超過となり、機械的な制御が追従できず、燃料破損などが発生する可能性が生じる。
Here, the unit ($) of Na void reactivity will be described. There are two types of neutrons generated by fission: prompt neutrons with a lifetime of the order of 10 −4 [seconds] and delayed neutrons of several tens of seconds depending on the nuclide. If the nuclear reactor becomes critical only by prompt neutrons, the reactivity of the order of 10 −4 [second], that is, the output fluctuates, so that it becomes difficult to control the reactivity with a mechanical device such as the
図6に戻り、上述のように、従来の上部ガスプレナム領域の長さが約10cmの場合、Naボイド反応度は、約1.3$である。しかし、本実施例の高速炉用燃料集合体1aでは、上部ガスプレナム領域の長さが約2cmであり、Naボイド反応度は、約0.3$となる。従って、図6より、本実施例の高速炉用燃料集合体1aを高速炉炉心31に装荷することにより、従来と比較し、約1.0$のNaボイド反応度を低減できる。
Returning to FIG. 6, as described above, when the length of the conventional upper gas plenum region is about 10 cm, the Na void reactivity is about 1.3 $. However, in the fast reactor fuel assembly 1a of the present embodiment, the length of the upper gas plenum region is about 2 cm, and the Na void reactivity is about 0.3 $. Therefore, as shown in FIG. 6, by loading the fast reactor fuel assembly 1a of the present embodiment into the
本実施例によれば、実施例1と比較し、更にボイド反応度を低減することが可能となる。 According to this example, compared with Example 1, it becomes possible to further reduce the void reactivity.
また、本実施例によれば、燃料棒2aの全長が、上述のとおり、従来と比較し約8cm短縮(上部ガスプレナム領域5の軸方向長さの短縮分)されており、炉心部の圧損を減少する副次的な効果も奏することができる。
Further, according to the present embodiment, as described above, the total length of the
図7に、本発明の他の実施例に係る実施例3の高速炉用燃料集合体を構成する燃料棒の縦断面図を示す。実施例1及び実施例2では、上部ガスプレナム領域5内に皿ばね8を配する構成としたのに対し、本実施例では、上部ガスプレナム領域5内に皿ばね8を配することなく、上部ガスプレナム領域5の軸方向長さを、更に短縮した点が異なる。図7において、実施例1及び実施例2と同様の構成要素に同一の符号を付している。
FIG. 7 shows a longitudinal sectional view of fuel rods constituting a fast reactor fuel assembly of Example 3 according to another embodiment of the present invention. In the first and second embodiments, the disc spring 8 is arranged in the upper
図7に示すように、高速炉用燃料集合体に複数本収容される燃料棒2aは、上部端栓3の下面と、燃料領域11を形成する最上部の燃料ペレット10の上面(燃料領域11の上端部)との間であって、燃料棒被覆管4により画定される空間である上部ガスプレナム領域5内に、如何なる構造材も配していない。
As shown in FIG. 7, a plurality of
本実施例では、上部ガスプレナム領域5の軸方向長さLを、ステンレス鋼製の燃料棒被覆管4及びPu等の核燃料を含む燃料ペレット10の熱膨張率の差を考慮し設定する。以下、具体的に、燃料ペレット10の熱膨張及び燃料棒被覆管4の熱膨張について説明する。
In this embodiment, the axial length L of the upper
Pu等の核燃料を含む複数の燃料ペレット10により形成される燃料領域11の長さを標準的な100cmとした場合、通常温度から定格出力状態までの温度変化に起因する熱膨張を考慮すると、燃料ペレット10の熱膨張量は、
10−5[1/K]×100[cm]×1000[K]=1[cm]であり、
燃料棒被覆管4の熱膨張量は、
1.75×10−5[1/K]×100[cm]×450[K] =0.8[cm]である。従って、上部ガスプレナム領域5の軸方向長さLを、0.2[cm]とすれば、燃料ペレット10と燃料棒被覆管4の熱膨張に伴う伸び量(熱膨張量)の差分を吸収できる。
When the length of the
10 −5 [ 1 / K] × 100 [cm] × 1000 [K] = 1 [cm],
The amount of thermal expansion of the fuel
1.75 × 10 −5 [ 1 / K] × 100 [cm] × 450 [K] = 0.8 [cm]. Therefore, if the axial length L of the upper
また、燃料領域11を形成する最上部の燃料ペレット10の上面(燃料領域11の上端部)と上部端栓3の間の長さが0.2[cm]程度であれば、ラッパ管7内に燃料棒2aを複数本収容する高速炉用燃料集合体の搬送あるいは輸送時において、仮に、燃料棒被覆管4内で燃料ペレット10が上部端栓3の下面側へ移動し接触する事象が生じた場合であっても、その移動ストロークは0.2[cm]に制限される。従って、上部端栓3へ燃料ペレット10が衝突したとしても、燃料ペレット10の健全性は維持される。
If the length between the upper surface of the
従って、本実施例では、上部ガスプレナム領域5の軸方向長さを、実施例1および実施例2と比較して、約2cmから0.2cmに短縮化(1/10)すると共に、上部ガスプレナム領域5内には、如何なる構造材も配さない構成とする。これによりNaプレナム領域の構造材の体積割合を更に低減できる。
Therefore, in this embodiment, the axial length of the upper
本実施例によれば、実施例1及び実施例2と比較し、Naプレナム領域の構造材の体積割合を更に低減することができ、ボイド反応度を更に低減することが可能となる。
According to the present embodiment, as compared with
なお、本実施例の燃料棒2aを、図2に示す高速炉炉心21に装荷される高速炉用燃料集合体1、1’あるいは、図4に示す高速炉炉心31に装荷される高速炉用燃料集合体1a,1bに適用することにより、ボイド反応度を低減可能な高速炉の炉心を実現することができる。
The
また、上述の実施例1及び実施例2において、上部ガスプレナム領域5に、ステンレス鋼製の皿ばね8を配する構成としたが、これに替えて、同様の機能を有していれば、竹の子ばねやスチール・ウール等を使用しても良い。
Moreover, in the above-mentioned Example 1 and Example 2, although it was set as the structure which distributes the stainless steel disc spring 8 to the upper gas plenum area |
なお、本発明は上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施例は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。また、各実施例の構成の一部について、他の実施例の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。 In addition, this invention is not limited to an above-described Example, Various modifications are included. For example, the above-described embodiments have been described in detail for easy understanding of the present invention, and are not necessarily limited to those having all the configurations described. Further, a part of the configuration of one embodiment can be replaced with the configuration of another embodiment, and the configuration of another embodiment can be added to the configuration of one embodiment. Further, it is possible to add, delete, and replace the configurations of other embodiments with respect to a part of the configurations of the embodiments.
1,1’,1a,1b,1c…高速炉用燃料集合体
2,2’,2a…燃料棒
3…上部端栓
4…燃料棒被覆管
5…上部ガスプレナム領域
6…下部ガスプレナム領域
7…ラッパ管
8…皿ばね
9…下部端栓
10,10’,…燃料ペレット
11,11’,11b,11c…燃料領域
11a…第1の燃料領域
11a’…第2の燃料領域
12…Naプレナム領域
21,31…高速炉炉心
22…内側炉心領域
23…外側炉心領域
24…径方向ブランケット領域
25…中性子遮蔽体領域
26…制御棒
32…内部ブランケットペレット
1, 1 ', 1a, 1b, 1c ... Fast
Claims (8)
前記複数の燃料棒の上部端栓の上方に、前記ラッパ管により画定されるナトリウムプレナム領域を備え、
前記各燃料棒は、前記複数の燃料ペレットにより形成される燃料領域の上端部と前記上部端栓との間に、前記燃料棒被覆管により画定される上部ガスプレナム領域を有し、
冷却材流量喪失を含む過渡事象時における前記ナトリウムプレナム領域のボイド反応度が低減されるように、前記上部ガスプレナム領域に皿ばね又は竹の子ばね若しくはスチール・ウールの上端が前記上部端栓の下面と当接し下端が前記燃料棒被覆管内の最上部の燃料ペレットの上面と当接するように配することにより前記上部ガスプレナム領域の軸方向長さを短縮させて、前記ナトリウムプレナム領域を画定するラッパ管及び前記上部端栓並びに前記上部ガスプレナム領域を画定する燃料棒被覆管を含むナトリウムプレナム領域の構成材の体積割合が低減するようにしたことを特徴とする高速炉用燃料集合体。 A fuel assembly in which a plurality of fuel rods filled with fuel pellets containing nuclear fuel material are bundled in a fuel rod cladding tube and bundled into a trumpet tube and loaded into a fast reactor core,
A sodium plenum region defined by the trumpet tube above an upper end plug of the plurality of fuel rods;
Each fuel rod has an upper gas plenum region defined by the fuel rod cladding tube between an upper end of the fuel region formed by the plurality of fuel pellets and the upper end plug .
In order to reduce the void reactivity of the sodium plenum region during transient events including loss of coolant flow, the upper end of the upper gas plenum region is contacted with the upper end of a disc spring or bamboo shoot spring or steel wool against the lower surface of the upper end plug. A trumpet tube defining the sodium plenum region by shortening the axial length of the upper gas plenum region by disposing the contact lower end so as to contact the upper surface of the uppermost fuel pellet in the fuel rod cladding tube; fast reactor fuel assembly, characterized in that the volume ratio of the upper end plug and construction material of sodium plenum region containing the fuel rod cladding that defines the upper gas plenum region is so reduced.
前記各燃料棒は、前記燃料領域の略中央より下側に、劣化ウランを核燃料とする内部ブランケットペレットを配することを特徴とする高速炉用燃料集合体。 The fuel assembly for a fast reactor according to claim 1,
The fuel assembly for a fast reactor, wherein each of the fuel rods is provided with an internal blanket pellet having a deteriorated uranium as a nuclear fuel below a substantial center of the fuel region.
前記各燃料棒は、前記燃料領域の下端部と下部端栓との間に、前記燃料棒被覆管により画定される下部ガスプレナム領域を有することを特徴とする高速炉用燃料集合体。 The fuel assembly for a fast reactor according to claim 2,
Each fuel rod has a lower gas plenum region defined by the fuel rod cladding tube between a lower end portion of the fuel region and a lower end plug.
前記内側炉心領域及び外側炉心領域に装荷され、燃料棒被覆管内に核燃料物質を含む燃料ペレットを複数充填する燃料棒を、複数本束ねてラッパ管に収容する燃料集合体は、
前記複数の燃料棒の上部端栓の上方に、前記ラッパ管により画定されるナトリウムプレナム領域を備え、
前記各燃料棒は、前記複数の燃料ペレットにより形成される燃料領域の上端部と前記上部端栓との間に、前記燃料棒被覆管により画定される上部ガスプレナム領域を有し、
冷却材流量喪失を含む過渡事象時における前記ナトリウムプレナム領域のボイド反応度が低減されるように、前記上部ガスプレナム領域に皿ばね又は竹の子ばね若しくはスチール・ウールの上端が前記上部端栓の下面と当接し下端が前記燃料棒被覆管内の最上部の燃料ペレットの上面と当接するように配することにより前記上部ガスプレナム領域の軸方向長さを短縮させて、前記ナトリウムプレナム領域を画定するラッパ管及び前記上部端栓並びに前記上部ガスプレナム領域を画定する燃料棒被覆管を含むナトリウムプレナム領域の構成材の体積割合が低減するようにしたことを特徴とする高速炉の炉心。 A core of a fast reactor having an inner core region, an outer core region surrounding the inner core region, a radial blanket region surrounding the outer core region, and a neutron shield region surrounding the radial blanket region,
A fuel assembly that is loaded in the trumpet tube by bundling a plurality of fuel rods loaded in the inner core region and the outer core region and filling a plurality of fuel pellets containing nuclear fuel material in the fuel rod cladding tube,
A sodium plenum region defined by the trumpet tube above an upper end plug of the plurality of fuel rods;
Each fuel rod has an upper gas plenum region defined by the fuel rod cladding tube between an upper end of the fuel region formed by the plurality of fuel pellets and the upper end plug .
In order to reduce the void reactivity of the sodium plenum region during transient events including loss of coolant flow, the upper end of the upper gas plenum region is contacted with the upper end of a disc spring or bamboo shoot spring or steel wool against the lower surface of the upper end plug. A trumpet tube defining the sodium plenum region by shortening the axial length of the upper gas plenum region by disposing the contact lower end so as to contact the upper surface of the uppermost fuel pellet in the fuel rod cladding tube; core of a fast reactor, wherein the volume ratio of the upper end plug and construction material of sodium plenum region containing the fuel rod cladding that defines the upper gas plenum region is so reduced.
前記内側炉心領域に装荷される燃料集合体に収容される前記各燃料棒の燃料領域の軸方向長さと、前記外側炉心領域に装荷される燃料集合体に収容される前記各燃料棒の燃料領域の軸方向長さが等しいことを特徴とする高速炉の炉心。 In the core of the fast reactor according to claim 4,
The axial length of the fuel region of each fuel rod housed in the fuel assembly loaded in the inner core region and the fuel region of each fuel rod housed in the fuel assembly loaded in the outer core region A fast reactor core characterized in that the axial lengths of the cores are equal.
前記外側炉心領域に装荷される燃料集合体のPu富化度は、前記内側炉心領域に装荷される燃料集合体のPu富化度より高いことを特徴とする高速炉の炉心。 In the core of the fast reactor according to claim 5,
A fast reactor core characterized in that a Pu enrichment of a fuel assembly loaded in the outer core region is higher than a Pu enrichment of a fuel assembly loaded in the inner core region.
前記外側炉心領域に装荷される燃料集合体に収容される前記各燃料棒の燃料領域の軸方向長さは、前記内側炉心領域に装荷される燃料集合体に収容される前記各燃料棒の燃料領域の軸方向長さよりも長いことを特徴とする高速炉の炉心。 In the core of the fast reactor according to claim 4,
The axial length of the fuel region of each fuel rod housed in the fuel assembly loaded in the outer core region is the fuel of each fuel rod housed in the fuel assembly loaded in the inner core region. A fast reactor core characterized by being longer than the axial length of the region.
前記内側炉心領域に装荷される燃料集合体に収容される前記各燃料棒は、前記燃料領域の略中央より下側に、劣化ウランを核燃料とする内部ブランケットペレットを配することを特徴とする高速炉の炉心。 In the core of the fast reactor according to claim 7,
Each of the fuel rods accommodated in the fuel assembly loaded in the inner core region is provided with an internal blanket pellet using depleted uranium as a nuclear fuel below a substantial center of the fuel region. The core of the furnace.
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Family Cites Families (15)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS4835680Y1 (en) * | 1969-04-11 | 1973-10-26 | ||
US3635793A (en) * | 1969-10-07 | 1972-01-18 | Atomic Energy Commission | Connector assembly |
JPS5725796B2 (en) * | 1974-03-29 | 1982-06-01 | ||
JPS5296195U (en) * | 1976-01-19 | 1977-07-19 | ||
JPS5422697U (en) * | 1977-07-19 | 1979-02-14 | ||
US4596690A (en) * | 1983-12-21 | 1986-06-24 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Fission gas release restrictor for breached fuel rod |
US4637915A (en) * | 1984-05-11 | 1987-01-20 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor fuel assembly and method of forming same |
US4684504A (en) * | 1985-06-26 | 1987-08-04 | Westinghouse Electric Corp. | Bow resistant structural member for fuel assemblies in non-control rod locations of a nuclear reactor core |
JP2686639B2 (en) * | 1989-03-06 | 1997-12-08 | 原子燃料工業株式会社 | Nuclear fuel element |
DE69119156T2 (en) * | 1990-08-03 | 1997-01-09 | Toshiba Kawasaki Kk | Reactor core permitting the transmutation of transuranic elements, fuel rod enabling the transmutation of transuranic elements and fuel bundle enabling the transmutation of transuranic elements |
JP3039001B2 (en) * | 1991-07-08 | 2000-05-08 | 株式会社日立製作所 | Reactor core |
FR2679062B1 (en) * | 1991-07-08 | 1994-04-15 | Hitachi Ltd | FAST REGENERATOR REACTOR CORE AND FUEL ASSEMBLY USED IN SUCH A CORE. |
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