JPH021587A - Fuel aggregate and nuclear reactor - Google Patents

Abstract

PURPOSE:To prevent the flow of a coolant from becoming unstable without using a movable part by increasing continuously a passage cross sectional area of a coolant passage of a resistance device toward the upstream and the downstream sides, respectively from a throat part, and also, forming the side wall to a continuous plane being free from a corner part. CONSTITUTION:A fuel aggregate 45 consists of a channel box 56, the lower tie plate 38, the upper tie plate 46, a spacer 54, a fuel rod 47 and an orifice 25. The upper and the lower end parts of the fuel rod 47 are held by the lower tie plate 38 and the upper tie plate 46. The orifice 25 is a resistance device, and between each adjacent round bar 27, a gap 28 which becomes a cooling water passage is formed. As for the gap 28, its cross sectional area increases gradually toward the upstream side and the downstream side from a throat part 8A, and the gap is delimited by a pair of side walls constituted of a continuous plane being free from a corner part.

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、燃料集合体及び原子炉に係り、沸騰水型原子
炉に適用するのに好適な燃料集合体及び原子炉に関する
ものである。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Field of Application of the Invention] The present invention relates to a fuel assembly and a nuclear reactor, and more particularly, to a fuel assembly and a nuclear reactor suitable for application to a boiling water reactor.

〔発明の背景〕[Background of the invention]

沸騰水型原子炉は、原子炉圧力容器の炉心で蒸気を発生
し、この蒸気をタービンに供給している。A boiling water reactor generates steam in the core of a reactor pressure vessel, and supplies this steam to a turbine.

沸騰水型原子炉では、炉心内を蒸気のボイドが上昇する
ために、核熱水力安定性を向上させることが検討されて
いる。特開昭５７−５２８！Ｊ７号公報の第５図は、沸
騰水型原子炉における核熱水力安定性を向上させる一構
成を示している。その構成を以下に説明する。沸騰水型
原子炉は、原子炉圧力容器内に設けられた下部炉心支持
板に燃料支持金具を設置し、燃料集合体の下端部を燃料
支持金具内に設けられた冷却水通路の上部開口内に挿入
し、燃料集合体を燃料支持金具にて支えている。燃料支
持金具内の冷却水通路の入口部に、丸い１つの開口を有
するオリフィスが取付けられている。燃料集合体が配置
された炉心のボイド量を測定し、そのボイド量に応じて
オリフィスしゃへい板を操作してオリフィスの開口面積
を調節する。核熱水力不安定が生じると燃料集合体内の
ボイド量が増加するので、ボイド量が所定量以上になっ
た場合にオリフィスしゃへい板を下降させることによっ
てオリフィスの開口面積を増加して一時的に流量を増加
させ、ボイド量の増加を防止する。これによって核熱水
力不安定が解消される。In boiling water reactors, improvements in nuclear thermal-hydraulic stability are being considered because steam voids rise within the reactor core. JP-A-57-528! FIG. 5 of Publication J7 shows one configuration for improving nuclear thermal hydraulic stability in a boiling water reactor. Its configuration will be explained below. In a boiling water reactor, a fuel support fitting is installed on the lower core support plate provided in the reactor pressure vessel, and the lower end of the fuel assembly is inserted into the upper opening of the cooling water passage provided in the fuel support fitting. The fuel assembly is supported by a fuel support fitting. A round orifice having one opening is attached to the inlet of the cooling water passage in the fuel support fitting. The amount of voids in the core in which the fuel assemblies are placed is measured, and the orifice shielding plate is operated to adjust the opening area of the orifice according to the amount of voids. When nuclear thermal-hydraulic instability occurs, the amount of voids in the fuel assembly increases, so when the amount of voids exceeds a predetermined amount, the orifice shielding plate is lowered to temporarily increase the opening area of the orifice. Increase flow rate and prevent increase in void volume. This eliminates nuclear thermal-hydraulic instability.

〔発明の目的〕[Purpose of the invention]

本発明の目的は、可動部を用いることなく冷却材流量の
低流量状態での流動不安定を防止できる燃料集合体を提
供することにある。An object of the present invention is to provide a fuel assembly that can prevent flow instability at low coolant flow rates without using any moving parts.

本発明の他の目的は、設備利用率を向上できる原子炉を
提供することにある。Another object of the present invention is to provide a nuclear reactor that can improve capacity utilization.

〔発明の概要〕[Summary of the invention]

本発明の特徴は、下部タイプレート内に抵抗装置を設け
、この抵抗装置がスロート部が形成された複数の冷却材
流路を有し、各々の冷却材流路の流路断面積がスロート
部から上流側及び下流側に向ってそれぞれ連続して増大
しており、しかも冷却材流路の対向する側壁が、スロー
ト部の上流側からその下流側にわたって角部のない連続
した面で構成されていることにある。A feature of the present invention is that a resistance device is provided in the lower tie plate, and the resistance device has a plurality of coolant flow paths each having a throat portion formed therein. It increases continuously from the upstream side to the downstream side, respectively, and the opposing side walls of the coolant flow path are constituted by continuous surfaces without corners from the upstream side of the throat section to the downstream side thereof. It lies in being.

〔発明の実施例〕[Embodiments of the invention]

本発明は、従来の沸騰水型原子炉の不安定現象を検討し
、その結果に基づいてなされたものである。その検討内
容を以下に説明する。The present invention was developed based on the study of instability phenomena in conventional boiling water reactors. The details of the study will be explained below.

沸騰水型原子炉の不安定現象は、第１１図において曲線
Ｕより上方の領域にて生じる。すなわち、不安定現象は
、炉心を通過する冷却水の流ｆｆ１（以下、炉心流量と
いう）が少なくて原子炉出力の高い領域で生じる。第１
１図においてＡ点とＢ点を結ぶ曲線（実線）は、炉心流
量が自然循環で供給される状態で制御棒を操作した場合
の原子炉出力の変化を示している。Ｂ点とＣ点を結ぶ直
線は、制御棒の炉心への挿入度を一定に保持して炉心流
量を変えた場合の原子炉出力の変化を示している。The instability phenomenon of the boiling water reactor occurs in the region above the curve U in FIG. That is, the instability phenomenon occurs in a region where the flow of cooling water ff1 (hereinafter referred to as core flow rate) passing through the reactor core is small and the reactor output is high. 1st
In Fig. 1, the curve (solid line) connecting points A and B shows the change in reactor output when the control rods are operated while the core flow rate is supplied through natural circulation. A straight line connecting points B and C shows the change in reactor output when the degree of insertion of the control rods into the reactor core is held constant and the core flow rate is changed.

この場合は、再循環ポンプにより強制的に冷却水が炉心
に供給されている。第１１図の破線の特性は、再循環ポ
ンプによって定格の２０％の炉心流量が供給されている
場合の原子炉出力変化を示す。In this case, cooling water is forcibly supplied to the core by a recirculation pump. The broken line characteristic in FIG. 11 shows the change in reactor power when a core flow rate of 20% of the rated value is supplied by the recirculation pump.

定格状態（１００％原子炉出方）であるＣ点は、不安定
領域から十分離れているため、安定余裕は確保されてい
る。しかし、曲線ＡＢの自然循環状態（炉心で発生した
ボイドの浮力で冷却水が＠環する状態）は、不安定領域
に近いので、安定性余裕が小さい。Since point C, which is in the rated state (100% reactor output), is sufficiently far from the unstable region, a stability margin is secured. However, the natural circulation state of curve AB (a state in which the cooling water circulates due to the buoyancy of voids generated in the core) is close to the unstable region, so the stability margin is small.

従来の沸騰水型原子炉では、自然循環状態での安定性余
裕を増すために、第１２図に示すように燃料集合体の下
端部を支持している燃料支持金具３の冷却水入口にオリ
フィス４を設けている。自然循環状態でのオリフィス４
の効果を第１３図に示す。第１３図の横軸はオリフィス
４の流動抵抗を示すオリフィス係数、その縦軸は安定性
の指標である減幅比を示している。減幅比は、第１４図
に示すように、念りあう正弦波の振幅の比（Ｘ２／ＸＯ
）であり、流量等の変動減衰率を表す。In conventional boiling water reactors, in order to increase the stability margin under natural circulation conditions, an orifice is installed at the cooling water inlet of the fuel support fitting 3 that supports the lower end of the fuel assembly, as shown in Figure 12. There are 4. Orifice 4 in natural circulation condition
The effect of this is shown in FIG. The horizontal axis in FIG. 13 shows the orifice coefficient, which indicates the flow resistance of the orifice 4, and the vertical axis shows the width reduction ratio, which is an index of stability. As shown in Figure 14, the attenuation ratio is the ratio of the amplitudes of the sine waves to each other (X2/XO
), which represents the attenuation rate of fluctuations in flow rate, etc.

（Ｘ２／ＸＯ＞１）の式を満足している第１４図（Ａ）
の状態は、流動が不安定な状態を示している。また（Ｘ
２／ＸＯ＞１）の式を満足している第１４図（Ｂ）の状
態は、流動が安定な状態を示している。この減幅比によ
り、オリフィス４の効果を検討すると、第１３図に示す
ように、オリフィス係数が増す（オリフィス４による流
動抵抗が増加する）と安定性が向上する。安定性が問題
となるのは、第１５図（Ｂ）に破線で示すように減幅比
が１．０　に近づく自然循環状態、特に第１１図のＢ点
の近傍である。従来の燃料支持金具３のオリフィス４は
、第１５図（Ｃ）の破線の如く炉心流量の増大に伴って
原子炉出力が変化しても第１５図（Ａ）の破線の如くオ
リフィス係数が一定である。このようなオリフィス係数
を有するオリフィス４では、前述した第１５図（Ｂ）の
破線のように減幅比が変化する。従来の燃料支持金具３
に用いられたオリフィス４としては、自然循環状態での
不安定状態を回避することを前提にして定めたオリフィ
ス係数を有するオリフィスを用いていた。このオリフィ
ス係数は、第１５図（Ａ）に破線で示すように常に一定
である。Figure 14 (A) which satisfies the formula (X2/XO>1)
The state indicates that the flow is unstable. Also (X
The state shown in FIG. 14(B) that satisfies the equation 2/XO>1) indicates a state in which the flow is stable. When examining the effect of the orifice 4 using this width reduction ratio, as shown in FIG. 13, stability improves as the orifice coefficient increases (flow resistance due to the orifice 4 increases). Stability becomes a problem in the natural circulation state where the width reduction ratio approaches 1.0, as shown by the broken line in FIG. 15(B), particularly in the vicinity of point B in FIG. 11. The orifice 4 of the conventional fuel support fitting 3 has a constant orifice coefficient as shown by the broken line in FIG. 15(A) even if the reactor power changes as the core flow rate increases as shown by the broken line in FIG. 15(C). It is. In the orifice 4 having such an orifice coefficient, the width reduction ratio changes as indicated by the broken line in FIG. 15(B) described above. Conventional fuel support fitting 3
As the orifice 4 used in the above, an orifice having an orifice coefficient determined on the premise of avoiding an unstable state in a natural circulation state was used. This orifice coefficient is always constant, as shown by the broken line in FIG. 15(A).

発明者等は、可動部を用いないで炉心流量が少ない冷却
水の自然循環時には圧力損失が大きくなるとともに炉心
流量が多い時には圧力損失が小さくなる機構を燃料集合
体または燃料支持金具内に設けることによって、炉心流
量が少ない時（自然循環時）における不安定状態の防止
及び炉心流量による原子炉出力の制御範囲の増大が図れ
ることに着目し、前述の機構の具体的な構造を見い出す
べく種々の検討及び実験を行った。その検討及び実験に
よって第１６図（Ａ）及び（Ｂ）に示す開口形状を有す
るオリフィス５が、上記の条件を満足することがわかっ
た。The inventors proposed that the inventors provide a mechanism in the fuel assembly or fuel support fittings that does not use moving parts and increases the pressure loss during natural circulation of cooling water when the core flow rate is low, and reduces the pressure loss when the core flow rate is high. Focusing on the fact that this method can prevent unstable states when the core flow rate is low (during natural circulation) and increase the control range of reactor output depending on the core flow rate, we conducted various experiments to find the specific structure of the above-mentioned mechanism. We conducted studies and experiments. Through the study and experiments, it was found that the orifice 5 having the opening shape shown in FIGS. 16(A) and 16(B) satisfies the above conditions.

オリフィス５は、リング６内に３本の丸棒７を相互間に
間隙８を設けて並列に配列し、丸棒７の両端をリング６
に取付けたものであり、間隙５を矢印ＦＬ力方向冷却材
が流れる。間隙８、すなわち冷却材流路の矢印ＦＬ力方
向おける断面形状は、最も幅の狭いスロート部８Ａより
上流側では流れ方向に断面積が徐々に減少し、スロート
部８Ａより下流側では流れ方向に断面積が徐々に増加し
、間隙８を形成する両側の壁面（丸棒７の表面）が角部
のない連続した面になっている。丸棒７の軸方向におけ
る間隙８の形状、特にスロート部８Ａの形状は、対向す
る一対の丸棒７の側面の軸方向形状によって定まる細長
いものになっている。オリフィス５の流動特性は、第１
７図に示す実験装置９を用いて得られた。実験装置９の
概略構造を説明する。実験装置９は、水が充填されたタ
ンク１０、ポンプ１１．流量調節弁１３及び試験体１４
を配管１５にて接続している。配管工５の一端は、タン
ク１０上に開放している。ポンプ１１は、モータ１２に
て駆動される。第１６図に示すオリフィス５は、試験体
１４内に設置されている。The orifice 5 has three round rods 7 arranged in parallel within a ring 6 with a gap 8 between them, and both ends of the round rods 7 are connected to the ring 6.
The coolant flows through the gap 5 in the direction of the force indicated by the arrow FL. The cross-sectional shape of the gap 8, that is, the cross-sectional shape of the coolant flow path in the direction of the arrow FL force, is such that the cross-sectional area gradually decreases in the flow direction upstream of the narrowest throat portion 8A, and decreases in the flow direction downstream of the throat portion 8A. The cross-sectional area gradually increases, and the wall surfaces (surfaces of the round bar 7) on both sides forming the gap 8 become continuous surfaces without corners. The shape of the gap 8 in the axial direction of the round bar 7, particularly the shape of the throat portion 8A, is elongated, determined by the axial shape of the side surfaces of the pair of opposing round bars 7. The flow characteristics of the orifice 5 are the first
This was obtained using the experimental apparatus 9 shown in FIG. The schematic structure of the experimental apparatus 9 will be explained. The experimental device 9 includes a tank 10 filled with water, a pump 11 . Flow control valve 13 and test specimen 14
are connected by piping 15. One end of the plumber 5 is open onto the tank 10. The pump 11 is driven by a motor 12. The orifice 5 shown in FIG. 16 is installed within the test specimen 14.

試験体１４内に供給される水の流量及び温度は、流量計
１６及び温度計１７によって測定される。The flow rate and temperature of water supplied into the test body 14 are measured by a flow meter 16 and a thermometer 17.

試験体１４の上流側と下流側との間の差圧は、差圧計１
８によって測定される。The differential pressure between the upstream side and the downstream side of the test specimen 14 is determined by the differential pressure gauge 1.
Measured by 8.

オリフィス５の流動試験は、ポンプ１１を駆動してタン
ク１０内の水を配管１５を通して試験体１４内のオリフ
ィス５に供給する。供給する水の流量は、流量調節弁１
３によって制御する。In the flow test of the orifice 5, the pump 11 is driven to supply water in the tank 10 through the pipe 15 to the orifice 5 in the test body 14. The flow rate of water to be supplied is determined by the flow rate control valve 1.
Controlled by 3.

この実験によって得られた流量、差圧及び温度の測定デ
ータを整理したところ、第１８図の特性が得られた。第
１８図の横軸はレイノズル数Ｒｅ、縦軸はオリフィス係
数Ｋ　ｏ　ｒを示している。オリフィス５のオリフィス
係数Ｋ。、は、沸騰水型原子炉の自然循環状態（第１１
図のＢ点）に対応するＲｅ＝１３’Ｘ１０’付近で約７
７となり、沸騰水型原子炉の原子炉出力１００％（第１
１図の０点）に対応するＲｅ＝４５Ｘ１０’で約６０に
なる。When the measurement data of flow rate, differential pressure, and temperature obtained in this experiment were organized, the characteristics shown in FIG. 18 were obtained. In FIG. 18, the horizontal axis shows the Raynozzle number Re, and the vertical axis shows the orifice coefficient K or. Orifice coefficient K of orifice 5. , is the natural circulation state of a boiling water reactor (No. 11)
Approximately 7 around Re = 13'X10' corresponding to point B) in the figure
7, and the reactor output of the boiling water reactor is 100% (1st
Re=45×10', which corresponds to point 0 in Figure 1, is approximately 60.

第１１図の０点でのオリフィス係数Ｋ　ｏ　ｒは、第１
１図のＢ点でのそれよりも約２２％低下する。The orifice coefficient K or r at the 0 point in FIG.
This is approximately 22% lower than that at point B in Figure 1.

このため、０点での圧力損失は、Ｂ点のそれよりも約２
２％低下する。オリフィス５のオリフィス係数Ｋ　ｏ　
ｒは、Ｒｅが１３×１０４〜３０×１０４の範囲で約７
７とほぼ一定であり、Ｒｅが３０×１０’　を越えると
ゆるやかに減少する。Ｒｅ＝３０Ｘ１０’の点は、第１
１図において炉心流量が約６０％の時に対応する。Therefore, the pressure loss at point 0 is about 2 times lower than that at point B.
2% decrease. Orifice coefficient K o of orifice 5
r is approximately 7 with Re in the range of 13 x 104 to 30 x 104.
7, which is almost constant, and gradually decreases when Re exceeds 30×10'. The point Re=30X10' is the first
In Figure 1, this corresponds to when the core flow rate is approximately 60%.

このように複数の丸棒を取付けたオリフィス５は、可動
部を有していなく、しかも流量の増加によってオリフィ
ス係数が減少する（すなわち、流量増加によって圧力損
失が低下する）機能を有している。The orifice 5 to which a plurality of round bars are attached in this way has no moving parts, and has the function of decreasing the orifice coefficient as the flow rate increases (that is, reducing pressure loss as the flow rate increases). .

第１８図に示す特性が生じる理由を第１９図及び第２０
図に基づいて説明する。第１９図は、第１８図の自然循
環状態のＲｅ　＝　１３　Ｘ　１０　’でのオリフィス
５の隣接している丸棒７の間における水の流動状態を示
している。水は、矢印ＦＬの方向に流れている。この場
合、各々の丸棒７の表面に沿って形成される境界層は、
層流境界層になっている。はく離点は、境界層が丸ｎ７
の表面から剥れる位置であり、丸棒７の軸心を通る垂線
よりも流れの上流側に形成される。はく踵領域は、はく
離点の下流側に形成される。丸棒７の下流側に形成され
るはく離領域内の圧力は、丸棒の上流側での境界層のは
く離がない領域の圧力よりも低くなる。従って、隣接し
ている丸棒７の相互間に形成される間隙８の上流側と下
流側で圧力差が生じ、間隙８の上流側とその下流側との
間で圧力損失が生じる。第２０図は、第１８図の０点の
Ｒｅ＝４５　Ｘ　１０’でのオリフィス５の隣接してい
る丸棒７の間における水の流動状態を示している。この
場合、各々の丸棒７の表面に沿って形成される境界層は
、乱流境界層になっている。はく離点は、丸棒７の軸心
を通る垂線よりも流れの下流側に形成される。はく離点
の下流側に形成されるはく踵領域は、第１９図の場合に
比べて減少する。従って、流れ方向において丸棒７の後
方に形される低圧力領域（はく踵領域）が第１９図の場
合に比べて減少し、間隙８の上流側と下流側との間の圧
力差も小さくなる。第２０図における間ＶＸ８の上流側
と下流側との間での圧力損失は、第１９図におけるその
圧力損失よりも減少する。Figures 19 and 20 explain why the characteristics shown in Figure 18 occur.
This will be explained based on the diagram. FIG. 19 shows the flow state of water between adjacent round bars 7 of the orifice 5 at Re = 13 x 10' in the natural circulation state of FIG. 18. Water is flowing in the direction of arrow FL. In this case, the boundary layer formed along the surface of each round bar 7 is
It is a laminar boundary layer. The separation point is the boundary layer at circle n7
This is the position where the rod peels off from the surface of the round rod 7, and is formed on the upstream side of the flow from the perpendicular line passing through the axis of the round rod 7. A heel region is formed downstream of the point of separation. The pressure in the separation region formed on the downstream side of the round bar 7 is lower than the pressure in the area where there is no separation of the boundary layer on the upstream side of the round bar. Therefore, a pressure difference occurs between the upstream side and the downstream side of the gap 8 formed between the adjacent round bars 7, and a pressure loss occurs between the upstream side of the gap 8 and the downstream side thereof. FIG. 20 shows the flow state of water between the adjacent round bars 7 of the orifice 5 at Re=45×10′ at the 0 point in FIG. In this case, the boundary layer formed along the surface of each round bar 7 is a turbulent boundary layer. The separation point is formed on the downstream side of the flow from a perpendicular line passing through the axis of the round bar 7. The heel area formed downstream of the separation point is reduced compared to the case of FIG. 19. Therefore, the low pressure region (heel region) formed behind the round bar 7 in the flow direction is reduced compared to the case of FIG. 19, and the pressure difference between the upstream and downstream sides of the gap 8 is also reduced. becomes smaller. The pressure loss between the upstream side and the downstream side of VX8 in FIG. 20 is smaller than that in FIG. 19.

丸棒７の表面に沿って形成される境界層内の流動は、間
隙８の流速の増大、すなわち間隙８でのレイノルズ数Ｒ
ｅの増大によって層流から乱流に変化する。丸棒７の表
面に沿って形成される境界面の層流境界層から乱流境界
層への変化は、第１８図でいえばオリフィス係数Ｋ　ｏ
　ｒが７７から遷移し始める点、すなわちＲｅ岬３３Ｘ
１０’の点で生じる。この３３Ｘ１０’のレイノルズ数
を臨界レイノルズ数Ｒｅｃという。Ｒｅ（Ｒｅｃの領域
では丸棒７の境界層が層流境界層であって間隙８の上流
側と下流側の間の圧力損失は大きく、Ｒｅ、＜Ｒｓｃの
領域では境界層が乱流境界層であって間隙８の上流側と
下流側の間の圧力損失は小さくなる。The flow in the boundary layer formed along the surface of the round bar 7 increases the flow velocity in the gap 8, that is, the Reynolds number R in the gap 8.
As e increases, the flow changes from laminar to turbulent. The change in the boundary surface formed along the surface of the round bar 7 from a laminar boundary layer to a turbulent boundary layer is expressed as the orifice coefficient K o in FIG.
The point where r begins to transition from 77, that is, Re cape 33X
Occurs at point 10'. This Reynolds number of 33×10′ is called the critical Reynolds number Rec. In the region of Re(Rec, the boundary layer of the round bar 7 is a laminar boundary layer, and the pressure loss between the upstream and downstream sides of the gap 8 is large. In the region of Re,<Rsc, the boundary layer is a turbulent boundary layer. Therefore, the pressure loss between the upstream side and the downstream side of the gap 8 becomes small.

オリフィス５のオリフィス係数は、傾向として第１５図
（Ａ）の実線に示すように炉心流量の増加によってオリ
フィス係数が減少する（オリフィス係数がＢ点の自然循
環状態より下がると仮定）。The orifice coefficient of the orifice 5 tends to decrease as the core flow rate increases, as shown by the solid line in FIG. 15(A) (assuming that the orifice coefficient is lower than the natural circulation state at point B).

このようなオリフィス係数の減少によってオリフィス５
の減幅比は、第１５図（Ｂ）に示すように従来のオリフ
ィス４よりも増加する。しかし、その増加割合は小さく
、オリフィス５の減幅比が１．０　　を越えることはな
い。Due to such a decrease in orifice coefficient, orifice 5
As shown in FIG. 15(B), the width reduction ratio of the orifice 4 is increased compared to that of the conventional orifice 4. However, the rate of increase is small, and the width reduction ratio of the orifice 5 never exceeds 1.0.

オリフィス５の丸棒７の代りに第２１図（Ａ）〜（Ｆ）
に示すような断面形状を有する捧７Ａ〜７Ｃを、第２１
図（Ａ）〜（Ｆ）のように組合せてリング６に取付けて
もよい。これらの各オリフィスに対しても、オリフィス
５と同様な流動実験を行った。この結果、これらのオリ
フィスにおいても、捧７Ａ〜７Ｃの表面に沿って形成さ
れる境界層が、オリフィス５と同様にＲｅ　＜　Ｒｅｃ
では層流境界層になり、Ｒｅ＞Ｒｅｃでは乱流境界層に
なる。臨界レイノルズ数Ｒｅｃは、第２１図（Ａ）〜（
Ｆ）においてそれぞれ異なっている。これらの各棒の組
合せに対して、水は矢印ＦＬの方向に流した。第２１図
（Ａ）は、断面が楕円である棒７Ａを、楕円の長軸が矢
印ＦＬ力方向対して垂直方向になるように配置している
。第２１図（Ｂ）は、捧７Ａを楕円の長軸が矢印ＦＬ力
方向なるように配置している。第２１図（Ｃ）は、断面
が正方形である捧７Ｂを、正方形の一辺が矢印ＦＬ力方
向なるように配置している。第２１図（Ｄ）は、棒７Ｂ
を正方形の一辺が矢印ＦＬ力方向対して４５″傾斜する
ように配置している。第２１図（Ｅ）は、断面が正三角
形の捧７Ｃを、断面の１つのコーナ部が上流側に向くよ
うに配置している。21 (A) to (F) instead of the round bar 7 of the orifice 5.
7A to 7C having a cross-sectional shape as shown in FIG.
They may be attached to the ring 6 in combination as shown in Figures (A) to (F). A flow experiment similar to that for orifice 5 was also conducted for each of these orifices. As a result, in these orifices as well, the boundary layer formed along the surfaces of the shafts 7A to 7C satisfies Re < Rec as in the orifice 5.
In this case, it becomes a laminar boundary layer, and when Re>Rec, it becomes a turbulent boundary layer. The critical Reynolds number Rec is shown in Fig. 21 (A) to (
F) are different. For each of these bar combinations, water flowed in the direction of arrow FL. In FIG. 21(A), a rod 7A having an elliptical cross section is arranged so that the long axis of the ellipse is perpendicular to the force direction of arrow FL. In FIG. 21(B), the supports 7A are arranged so that the long axis of the ellipse is in the direction of the force indicated by the arrow FL. In FIG. 21(C), the supports 7B having a square cross section are arranged so that one side of the square is in the direction of the force indicated by the arrow FL. Figure 21 (D) shows the bar 7B.
are arranged so that one side of the square is inclined by 45'' with respect to the force direction of the arrow FL. Fig. 21 (E) shows a cross section of an equilateral triangular cross section 7C, with one corner of the cross section facing upstream. It is arranged like this.

第２１図（Ｆ）は、捧７Ｃを、断面の１つのコーナ部が
下流側に向くように配置している。棒７Ｂ及び７Ｃは、
断面の各コーナ部が角ではなく任意の曲率をもった滑ら
かな曲面になっている。In FIG. 21(F), the cross section 7C is arranged so that one corner of the cross section faces downstream. Bars 7B and 7C are
Each corner of the cross section is not a corner, but a smooth curved surface with an arbitrary curvature.

第１６図（Ａ）及び第２１図（Ａ）〜（Ｆ）に示す棒、
すなわち抵抗体の間に形成される冷却材流路の側壁（抵
抗体の側面）は、第１９図及び第２０図に示す、ように
はく離点がスロー１〜部８Ａの上流側から下流側に移動
するように、流体の流れ方向に角部のない連続した滑ら
かな面によって形成されている。上記冷却材流路の側壁
に流体の流れ方向に角部が形成されていると、その角部
にはく離点が生じ、しかも流速が増大してもはく離点は
その角部より下流側に移動しなくなる。このため、第１
８図に示す特性、すなわち、Ｒｅ＞Ｒｅｃの領域で圧力
損失が低下するという現象が得られない。The bars shown in FIG. 16 (A) and FIGS. 21 (A) to (F),
In other words, the side wall (side surface of the resistor) of the coolant flow path formed between the resistors has a peeling point from the upstream side to the downstream side of the throw sections 1 to 8A, as shown in FIGS. 19 and 20. It is formed by a continuous smooth surface with no corners in the direction of fluid flow so that it can move. If a corner is formed on the side wall of the coolant flow path in the fluid flow direction, a separation point will occur at the corner, and even if the flow velocity increases, the separation point will move downstream from the corner. It disappears. For this reason, the first
The characteristic shown in FIG. 8, that is, the phenomenon that the pressure loss decreases in the region of Re>Rec cannot be obtained.

抵抗体（第１６図、第２１図に示す棒）の断面形状及び
寸法を変えることによって遷移する冷却材流量を、また
抵抗体により絞られた流路面積により圧力損失を調節す
ることができる。抵抗体の間に形成されるスロート部８
Ａの幅Ｗｌは、冷却材の流れ方向ＦＬに垂直な方向での
抵抗体の幅Ｗｚよりも狭くなっている。By changing the cross-sectional shape and dimensions of the resistor (bar shown in FIGS. 16 and 21), the changing flow rate of the coolant can be adjusted, and the pressure loss can be adjusted by changing the area of the flow path constricted by the resistor. Throat portion 8 formed between resistors
The width Wl of A is narrower than the width Wz of the resistor in the direction perpendicular to the flow direction FL of the coolant.

このような検討結果により、発明者等は、抵抗装置（例
えば前述のオリフィス５）の冷却材流路（スロート部を
有する）を、冷却材流路の流路断面積がスロート部より
上流側及び下流側に向って連続的に増大するように構成
するとともに、その冷却材流路の側壁を、はく離点がス
ロート部の上流側とその下流側との間で移動可能に、角
部のない滑らかな連続した面で構成し、この抵抗装置を
燃料集合体内に設置すればよいとの結論に達した。Based on these study results, the inventors determined that the coolant flow path (having a throat portion) of the resistance device (for example, the above-mentioned orifice 5) should be arranged so that the cross-sectional area of the coolant flow path is upstream and above the throat portion. The side wall of the coolant flow path is constructed so that it increases continuously toward the downstream side, and the side wall of the coolant flow path is smooth with no corners so that the separation point can be moved between the upstream side of the throat section and the downstream side thereof. It was concluded that the resistance device could be installed within the fuel assembly.

このような条件を満足する本発明の実施例を以下に述べ
る。Examples of the present invention that satisfy these conditions will be described below.

沸騰水型原子炉に適用した本発明の好適な一実施例を以
下に説明する。A preferred embodiment of the present invention applied to a boiling water reactor will be described below.

沸騰水型原子炉用の燃料集合体の実施例を第１図に示す
。本実施例の燃料集合体４５は、チャンネルボックス５
６．下部タイプレート３８．上部タイプレート４６．ス
ペーサ５４．燃料棒４７及びオリフィス２５からなって
いる。燃料棒４７の上下端部は、下部タイプレート３８
及び上部タイプレート４６にて保持される。ウォータロ
ッド５３も、両端部が下部タイプレート３８及び上部タ
イプレート４６に保持される。スペーサ５４は、燃料棒
４７の軸方向に幾つか配置され、燃料棒４７相互間の間
隙を適切な状態に保持している。チャンネルボックス５
６は、上部タイプレート４６に取付けられ、スペーサ５
４で保持された燃料棒４７の束の外周を取囲んでいる。An embodiment of a fuel assembly for a boiling water reactor is shown in FIG. The fuel assembly 45 of this embodiment has a channel box 5
6. Lower tie plate 38. Upper tie plate 46. Spacer 54. It consists of a fuel rod 47 and an orifice 25. The upper and lower ends of the fuel rods 47 are connected to the lower tie plate 38.
and is held by the upper tie plate 46. The water rod 53 is also held at both ends by the lower tie plate 38 and the upper tie plate 46. A number of spacers 54 are arranged in the axial direction of the fuel rods 47, and maintain an appropriate gap between the fuel rods 47. channel box 5
6 is attached to the upper tie plate 46, and the spacer 5
It surrounds the outer periphery of a bundle of fuel rods 47 held at 4.

第３図に示されるオリフィス２５が、下部タイプレート
３８内に設けられ冷却水の通路となる空間５７の下端部
に配置されて下部タイプレートに取付けられる。空間５
７の上端は、燃料棒支持部５８の下面になっている。燃
料棒４７の下端部は、下部タイプレート３８の燃料棒支
持部５８にて保持される。空間５７は、下部タイプレー
ト３８内の冷却水通路である。The orifice 25 shown in FIG. 3 is disposed in the lower end of the space 57 provided in the lower tie plate 38 and serves as a passage for cooling water, and is attached to the lower tie plate. space 5
The upper end of 7 is the lower surface of the fuel rod support portion 58 . The lower end portion of the fuel rod 47 is held by a fuel rod support portion 58 of the lower tie plate 38. Space 57 is a cooling water passage within lower tie plate 38.

第２図は、燃料棒４７の詳細構造を示す、燃料棒４７は
、下部端栓４９及び上部端栓５０にて両端を密封して被
覆管４８内に多数の燃料ペレット５１を装荷したもので
ある。スプリング５２が、被覆管４８内のガスプレナム
内に配置され、燃料ペレット５１を押圧している。FIG. 2 shows the detailed structure of the fuel rod 47. The fuel rod 47 has both ends sealed with a lower end plug 49 and an upper end plug 50, and a large number of fuel pellets 51 are loaded into a cladding tube 48. be. A spring 52 is disposed within the gas plenum within the cladding tube 48 and urges the fuel pellets 51.

前述のオリフィス２５は、抵抗装置である。オリフィス
２５は、第３図に示すようにリング２６に断面が円であ
る１３本の丸棒（円管でもよい）２７の互いに間隔をお
いて並行に取付けたものである。隣接する丸棒２７相互
間には、冷却水流路となる間隙２８が形成されている。The aforementioned orifice 25 is a resistive device. As shown in FIG. 3, the orifice 25 is made up of 13 round rods (or circular tubes may be used) 27 each having a circular cross section attached to a ring 26 in parallel at intervals. A gap 28 is formed between adjacent round bars 27 to serve as a cooling water flow path.

８Ａは、間隙２８の幅が最も狭くなるスロート部である
。本実施例の間隙２８は、スロート部８Ａより上流側及
び下流側に向って断面積が徐々に増大しており、角部の
ない連続した面で構成される１対の側壁（隣接している
丸棒２７の側面）にて画定されている。オリフィス２５
は、そのような間隙２８を複数有している。丸棒２７は
、抵抗部材である。8A is the throat portion where the width of the gap 28 is the narrowest. The gap 28 in this embodiment has a cross-sectional area that gradually increases toward the upstream and downstream sides of the throat portion 8A, and has a pair of side walls (adjacent (side surface of the round bar 27). Orifice 25
has a plurality of such gaps 28. The round bar 27 is a resistance member.

この抵抗部材は、冷却水の流れ方向に直角な方向の寸法
が流れ方向（ＦＬ）の下流に向って連続して増加して最
大寸法に達した後に連続して減少する断面形状を有して
いる。This resistance member has a cross-sectional shape in which a dimension in a direction perpendicular to the flow direction of the cooling water continuously increases downstream in the flow direction (FL), reaches a maximum dimension, and then continuously decreases. There is.

第４図は、燃料集合体４５を設置した沸騰水型原子炉の
実施例を示している。FIG. 4 shows an embodiment of a boiling water reactor in which a fuel assembly 45 is installed.

沸騰水型原子炉３０は、燃料支持金具３．原子炉圧力容
器３１．炉心下部支持板３３及び燃料集合体４５を有し
ている。炉心シュラウド３２が、原子炉圧力容器３１内
に配置されて原子炉圧力容器３１に取付けられている。The boiling water reactor 30 includes fuel support fittings 3. Reactor pressure vessel 31. It has a core lower support plate 33 and a fuel assembly 45. A core shroud 32 is disposed within and attached to the reactor pressure vessel 31 .

ジェットポンプ３５が、原子炉圧力容器３１と炉心シュ
ラウド３２との間に設置される。炉心下部支持板３３は
、炉心シュラウド３２の下端部に取付けられ、しかも炉
心シュラウド３２内に配置される。複数の燃料支持金具
３が、炉心下部支持板３３を貫通して炉心下部支持板３
３に設置される２燃料支持金具３は、第５図に示す構造
を有しており、金具本体２１の中央部に十字形状の貫通
孔２９２貫通孔２９の周囲に４つの冷却水通路２２を有
している。冷却水通路２２の入口開口部２３は、炉心下
部支持板３３より下方に位置し、下部プレナム３６に開
放されている。燃料支持金具は、燃料集合体支持装置で
ある。A jet pump 35 is installed between the reactor pressure vessel 31 and the reactor core shroud 32. The core lower support plate 33 is attached to the lower end of the core shroud 32 and is disposed within the core shroud 32 . A plurality of fuel support fittings 3 pass through the core lower support plate 33 and attach to the core lower support plate 3.
The fuel support fitting 3 installed in the fuel support fitting 3 has the structure shown in FIG. have. The inlet opening 23 of the cooling water passage 22 is located below the core lower support plate 33 and is open to the lower plenum 36 . The fuel support fitting is a fuel assembly support device.

炉心シュラウド３２内に配置された多数の燃料集合体４
５は、第６図に示すようにその下部タイプレート３８を
燃料支持金具３の冷却水通路２２の出口開口部２４に挿
入することによって支持されている。第６図は第４図の
１部の局部的に拡大したものである。燃料集合体４Ｓの
上端部は、炉心シュラウド３２内に設置された上部格子
板３４にて支持される。炉心シュラウド３２内の燃料集
合体が４５が配置された部分が、炉心である。下部プレ
ナム３６が、原子炉圧力容器３１内で炉心下部支持板３
３より下方に形成される。この下部プレナム３６内には
、多数の制御棒案内管３９が設置される。制御棒駆動装
置ハウジング４０は、制御棒案内管３９の下端に接合さ
れ、原子炉圧力容器３１を貫通してその下方に延びてい
る。制御棒４１は、制御棒案内管４１内を上下方向に移
動し、燃料支持金具３の貫通孔２９を介して炉心内の燃
料集合体４５間に出し入れされる。制御棒４１は、制御
棒駆動装置ハウジング４０内に設置されている制御棒駆
動装置（図示せず）にて操作される。A large number of fuel assemblies 4 arranged within the core shroud 32
5 is supported by inserting its lower tie plate 38 into the outlet opening 24 of the cooling water passage 22 of the fuel support fitting 3, as shown in FIG. FIG. 6 is a partially enlarged view of a portion of FIG. 4. The upper end of the fuel assembly 4S is supported by an upper lattice plate 34 installed within the core shroud 32. The portion in the core shroud 32 where the fuel assemblies 45 are arranged is the core. The lower plenum 36 is connected to the core lower support plate 3 within the reactor pressure vessel 31.
It is formed below 3. A number of control rod guide tubes 39 are installed within this lower plenum 36 . The control rod drive housing 40 is joined to the lower end of the control rod guide tube 39 and extends downward through the reactor pressure vessel 31 . The control rods 41 move vertically within the control rod guide tubes 41 and are inserted into and removed from between the fuel assemblies 45 in the reactor core via the through holes 29 of the fuel support fittings 3. The control rod 41 is operated by a control rod drive device (not shown) installed in the control rod drive device housing 40.

沸騰水型原子炉３ｏの起動は、以下のようにして行われ
る６制御捧４１を炉心から引抜いて臨界状態になった沸
騰水型原子炉３０は、さらに制御棒４１を引抜きなから
昇温昇圧運転を行う。この時、炉心には冷却水が供給さ
れる。この冷却水の供給は、再循環ポンプ（図示せず）
を駆動して冷却水をノズルからジェットポンプ３５内に
噴出することによって行われる。噴出された冷却水は、
原子炉圧力容器３１と炉心シュラウド３２間にある冷却
水をジェットポンプ３５内に吸込む。ジェットポンプ３
５から吐出された冷却水は、下部プレナム３６内に流入
し、燃料支持金具３の冷却水通路２２内に流入し、出口
開口部２４よりオリフィス２５を介して燃料集合体４５
内に供給される。The boiling water reactor 3o is started as follows.The boiling water reactor 30, which has reached a critical state after the control rods 41 are pulled out from the core, is heated and pressurized until the control rods 41 are pulled out. Drive. At this time, cooling water is supplied to the core. This cooling water supply is provided by a recirculation pump (not shown)
This is done by driving the jet pump 35 to eject cooling water from a nozzle into the jet pump 35. The cooling water that was spouted out was
Cooling water between the reactor pressure vessel 31 and the reactor core shroud 32 is sucked into the jet pump 35. jet pump 3
The cooling water discharged from 5 flows into the lower plenum 36, flows into the cooling water passage 22 of the fuel support fitting 3, and flows from the outlet opening 24 through the orifice 25 to the fuel assembly 45.
supplied within.

冷却水は、オリフィス２５を通過する際、間隙２８を通
る。When the cooling water passes through the orifice 25, it passes through the gap 28.

原子炉圧力容器３１内の圧力及び温度が所定値（約７０
　Ｋｇ　／　０ｍ２及び約２８０’Ｃ）なると、再循環
ポンプから吐出される冷却水流量が２０％ポンプ運転状
態の流量に保持されて制御棒４１が炉心より引抜かれる
。この時、原子炉出力は、第１１図の破線で示す特性に
沿って上昇する。原子炉出力がＤ点に達した時に制御棒
４１の引抜き操作を停止する。原子炉出力がＤ点を越え
る領域で制御棒４１の引き抜きを行なった場合には、燃
料集合体３７内の燃料棒が、ペレット対被覆管の機械的
相互干渉により破損する危険性がある。原子炉出力をＤ
点より高い状態にまで上昇させる場合には、原子炉出力
粗調整用制御手段である制御棒４１を停止した状態のま
ま保持して動かさず、代りに炉心に供給する冷却水流量
（炉心流量）を増加することによって行う。炉心流量の
増加は、再循環ポンプの回転数を増大させることによっ
て達成できる、再循環ポンプは、原子炉出力微調整用制
御手段である。炉心流量の増加によって原子炉出力は、
第１１図に示す直線ＢＣに沿ってＤ点より０点まで上昇
する。原子炉出力が０点に達すると、炉心流量の増加は
、停止される。燃料が消費されるに伴って原子炉出力は
、１００％より低下する。これを補償して原子炉出力を
１００％に保持するために、炉心流量が増加される。炉
心流量の増加による原子炉出力の補償は、再循環ポンプ
の容量との関係で限界がある。この限界に達した場合に
は、炉心流量を下げて原子炉出力をＤ点以下に下げ、制
御棒４１の男抜き操作にて原子炉出力をＤ点まで上げる
。以下、直線ＢＣに沿って前述したように０点まで原子
炉出力を上昇させる。The pressure and temperature inside the reactor pressure vessel 31 are at predetermined values (approximately 70
Kg/0 m2 and approximately 280'C), the flow rate of cooling water discharged from the recirculation pump is maintained at the flow rate of the 20% pump operating state, and the control rods 41 are withdrawn from the core. At this time, the reactor output increases along the characteristic shown by the broken line in FIG. When the reactor output reaches point D, the withdrawal operation of the control rods 41 is stopped. If the control rods 41 are withdrawn in a region where the reactor output exceeds point D, there is a risk that the fuel rods in the fuel assembly 37 will be damaged due to mutual mechanical interference between the pellets and the cladding. Reactor power is D
When raising the power to a level higher than the point, the control rods 41, which are the control means for coarse reactor power adjustment, are held in a stopped state and do not move, and instead the flow rate of cooling water supplied to the reactor core (core flow rate) is increased. This is done by increasing . An increase in the core flow rate can be achieved by increasing the rotational speed of the recirculation pump, which is a control means for fine-tuning the reactor power. Due to the increase in core flow rate, the reactor power is
It rises from point D to point 0 along straight line BC shown in FIG. When the reactor power reaches the zero point, the increase in core flow rate is stopped. As fuel is consumed, reactor power decreases below 100%. To compensate for this and maintain reactor power at 100%, core flow is increased. Compensation of reactor power by increasing core flow rate has a limit due to the capacity of the recirculation pump. When this limit is reached, the reactor core flow rate is lowered to lower the reactor output to below point D, and the control rod 41 is operated to increase the reactor output to point D. Thereafter, the reactor output is increased to the 0 point along the straight line BC as described above.

オリフィス２５も、オリフィス５と同様に間隙２８のレ
イノルズ数が増加すると第１８図に示すようにオリフィ
ス係数Ｋ　ｏ　ｒが減少する。オリフィス２５の臨界レ
イノルズ数Ｒｅｃ’ｃオリフィス係数Ｋ　ｏ　ｒの遷移
開始点）は、４０　Ｘ　１０’である。オリフィス２５
の間隙２８は、Ｒｅ＜４０Ｘ１０番の領域で第１９図に
示すような層流境界層が形成され、Ｒｅ＞４０Ｘ１０’
の領域で第２０図に示すような乱流境界層が形成される
。なお、オリフィス２５の丸棒２７の直径は０．７３５
ｃｍであり。Similarly to the orifice 5, the orifice coefficient K or of the orifice 25 decreases as the Reynolds number of the gap 28 increases, as shown in FIG. The critical Reynolds number Rec'c (transition start point of the orifice coefficient K or r) of the orifice 25 is 40 x 10'. Orifice 25
In the gap 28, a laminar boundary layer as shown in FIG. 19 is formed in the region where Re<40X10, and where Re>40X10'
A turbulent boundary layer as shown in FIG. 20 is formed in the region. The diameter of the round bar 27 of the orifice 25 is 0.735.
cm.

７本の丸棒２７が設けられている。リング２６に取付け
られた丸棒２７の全投影面積Ａ。１は８９．３ａＪ及び
丸棒２７間に形成される間隙２８の全投影面積ＡＰは１
３．２ａＪであって、リング２６の内側の面積は１０２
　、５　ｔｙａ　（Ａｏｂ＋　ＡＦ）であり、リング２
６の内径は６．６ｃｍである。Seven round bars 27 are provided. Total projected area A of the round bar 27 attached to the ring 26. 1 is 89.3aJ and the total projected area AP of the gap 28 formed between the round bars 27 is 1
3.2aJ, and the inner area of the ring 26 is 102
, 5 tya (Aob+ AF), and ring 2
6 has an inner diameter of 6.6 cm.

沸騰水型原子炉３０においては、炉心流量が増えてソレ
ノルズ数Ｒｅが臨界レイノルズ数Ｒｅ（を越えると、オ
リフィス２５の出力損失が減少し始める。原子炉出力が
１００％の時点（第１１図の０点）での圧力損失は、Ｄ
点の時点での圧力損失よりも約２２％減少する。このた
め、本実施例では、第１１図の０点において再循環ポン
プがら吐出される冷却水流量は、オリフィス２５の圧力
損失が減少する分だけ、燃料支持金具３及び従来の燃料
集合体（後述の燃料集合体３７）を用いた従来の沸騰水
型原子炉における第１１図の０点において再循環ポンプ
から吐出される冷却水流量よりも減少する。本実施例に
おける再循環ポンプの容量は、従来の沸騰水型原子炉に
おけるその容量に等しい。従って１本実施例は、第１１
図の０点の状態になった後における炉心流量の増加量が
従来よりも多くなる。すなわち、本実施例では、炉心流
量を第１５図（Ｃ）の破線ＬＬの如〈従来よりも多くす
ることができる。このため、本実施例では、燃料消費に
よる原子炉出力低下の補償を炉心流量の増加によって実
施できる割合、すなわち原子炉出力微調整用制御手段を
用いた炉心流量による原子炉出力の制御範囲を、従来よ
りも増加できる。これは原子炉出力をＤ点より下げて制
御棒４１の引抜き操作を行う回数の著しい低減につなが
り、本実施例における原子炉の設備利用率を従来のそれ
よりも著しく高くすることができる。In the boiling water reactor 30, when the core flow rate increases and the Solenolds number Re exceeds the critical Reynolds number Re, the power loss of the orifice 25 begins to decrease. The pressure loss at point 0) is D
This is about 22% less than the pressure drop at point. Therefore, in this embodiment, the flow rate of cooling water discharged from the recirculation pump at point 0 in FIG. The flow rate of cooling water discharged from the recirculation pump at point 0 in FIG. 11 in a conventional boiling water nuclear reactor using a fuel assembly 37) of The capacity of the recirculation pump in this example is equal to its capacity in a conventional boiling water reactor. Therefore, in this embodiment, the 11th
The amount of increase in the core flow rate after reaching the zero point state in the figure is greater than in the conventional case. That is, in this embodiment, the core flow rate can be increased as indicated by the broken line LL in FIG. 15(C) (compared to the conventional art). Therefore, in this embodiment, the rate at which the reduction in reactor power due to fuel consumption can be compensated for by increasing the reactor core flow rate, that is, the control range of the reactor power by the core flow rate using the reactor power fine adjustment control means, is set as follows: It can be increased more than before. This leads to a significant reduction in the number of times the reactor power is lowered below point D and the control rod 41 is withdrawn, and the capacity utilization factor of the reactor in this embodiment can be made significantly higher than in the conventional one.

原子炉出力が１００％で運転されている時に、もし再循
環ポンプがトリップした場合は、炉心流量が減少して炉
心内の冷却水は自然循環状態になる。炉心流量の減少に
伴って原子炉出力は、第１１図の直線ＢＣに沿って低下
し、Ｂ点の出力まで低下する。このように炉心流量が自
然循環状態の流量になると、オリフィス２５の間隙２８
内の流動状態は第１９図に示すようになり、オリフィス
２５のオリフィス係数ＫＯｒは増加する。従って、本実
施例では、炉心流量が自然循環状態で不安定になる現象
を防止できる。If the recirculation pump trips while the reactor is operating at 100% power, the core flow rate will decrease and the cooling water in the core will naturally circulate. As the core flow rate decreases, the reactor output decreases along the straight line BC in FIG. 11, and decreases to the output at point B. When the core flow rate reaches the flow rate of the natural circulation state, the gap 28 of the orifice 25
The flow state in the orifice 25 becomes as shown in FIG. 19, and the orifice coefficient KOr of the orifice 25 increases. Therefore, in this embodiment, it is possible to prevent the core flow rate from becoming unstable in the natural circulation state.

このように、可動部をまったく有していないオリフィス
２５を用いて、本実施例は、低流量時における不安定の
防止及び原子炉の設備利用率の向上を図ることができる
。In this way, by using the orifice 25 having no movable parts, this embodiment can prevent instability at low flow rates and improve the capacity utilization rate of the reactor.

オリフィス２５の他の実施例を以下に説明する。Other embodiments of the orifice 25 will be described below.

第７図に示すオリフィス２５Ａは、抵抗体を丸棒２５の
代りに断面が楕円の捧２７Ａを用い、それを平行に３本
並べている。棒２７Ａは、楕円の長径方向を矢印ＦＬ力
方向流れ方向）に対して垂直に配置している。第２１図
（Ａ）の配置である。In the orifice 25A shown in FIG. 7, instead of the round bar 25, resistors 27A having an elliptical cross section are used as resistors, and three resistors are arranged in parallel. The rod 27A is arranged such that the major diameter direction of the ellipse is perpendicular to the arrow FL (force direction, flow direction). This is the arrangement shown in FIG. 21(A).

また、その楕円の長径と短径の比は２．直径は２．８ｃ
ｍである。このオリフィス２５Ａは、オリフイス２５と
同じ機能を発揮でき、しかも高流量で遷移を起こしたい
場合（Ｒｅｃ＝　１　、６　Ｘ　１０６）に適用できる
。また捧２７Ａの本数が少ないので、オリフィス２５Ａ
の製作が簡単である。棒２７Ａを楕円の長径方向が流れ
と平行になるように配置して用いることも可能である。Also, the ratio of the major axis to the minor axis of the ellipse is 2. The diameter is 2.8c
It is m. This orifice 25A can perform the same function as the orifice 25, and can be applied when transition is desired to occur at a high flow rate (Rec=1, 6×106). Also, since the number of orifices 27A is small, the orifice 25A
is easy to manufacture. It is also possible to use the rod 27A by arranging it so that the major axis direction of the ellipse is parallel to the flow.

この場合の特徴として、オリフィスの圧力損失が、臨界
レイノルズ数近傍でゆるやかに減少する。さらに、第２
２図に示す抵抗体２７Ｂをリング２６に取付けてなるオ
リフィスも、同様に圧力損失がゆるやかに減少する。抵
抗体２７ＢのＦ部が流れの上流側に向って配置される。A characteristic of this case is that the pressure loss in the orifice gradually decreases near the critical Reynolds number. Furthermore, the second
Similarly, the pressure loss of the orifice formed by attaching the resistor 27B shown in FIG. 2 to the ring 26 is also gradually reduced. The F section of the resistor 27B is arranged toward the upstream side of the flow.

第８図に示すオリフィス２５Ｇは、抵抗体としてなめら
かなコーナ部を有する三角断面に捧２７Ｃを用い、この
棒２７Ｇをリング２６に取付けたものである。オリフィ
ス２５Ｃは、第２１図（Ｆ）に示すように捧２７Ｃの断
面の頂点の１つが上流にくるように向きを設定する。棒
２７Ｃの底辺の長さ及び高さとも１５ｃｍである。棒２
７Ｇの断面の各コーナ部は半径が底辺の長さの４分の１
程度の曲率で丸みがつけられている。オリフィス２５Ｃ
は、捧２７Ｃを平行に８本数べている。オリフィス２５
Ｃの臨界レイノルズ数は、約６　Ｘ　１０’になる６本
実施例には、コーナ部の曲率を変えることにより、遷移
条件が可変であるという利点がある。オリフィス２５Ｃ
は、オリフィス２５と同じ機能を有する。The orifice 25G shown in FIG. 8 uses a rod 27C with a triangular cross section with smooth corners as a resistor, and this rod 27G is attached to a ring 26. The orientation of the orifice 25C is set so that one of the vertices of the cross section of the shaft 27C is located upstream, as shown in FIG. 21(F). The length and height of the base of the rod 27C are both 15 cm. stick 2
The radius of each corner of the 7G cross section is 1/4 of the length of the base.
It is rounded with a certain degree of curvature. Orifice 25C
is a number of 8 pieces of 27C in parallel. Orifice 25
The critical Reynolds number of C is approximately 6 x 10'.6 This embodiment has the advantage that the transition condition can be varied by changing the curvature of the corner. Orifice 25C
has the same function as orifice 25.

第９図に示すオリフィス２５Ｄは、オリフィス２５と同
じ構成要素を有している。しかし、オリフィス２５では
、丸棒２７間の間隙２８が、第９図（Ｂ）に示すように
中央部で広くその両側で狭くなって一様にはなっていな
い。丸棒２７間の間隙２８を不均一にすることにより、
オリフィス２５Ｄの流れ方向に直角な方向でレイノルズ
数に分布が生じ、なだらかに圧力損失が低下する。オリ
フィス２５Ｄを用いた原子炉は、より安定な運転が可能
である。オリフィス２５Ｄも、オリフィス２５と同じ機
能を有する。Orifice 25D shown in FIG. 9 has the same components as orifice 25. However, in the orifice 25, the gap 28 between the round bars 27 is wide at the center and narrow on both sides, and is not uniform, as shown in FIG. 9(B). By making the gaps 28 between the round bars 27 uneven,
A distribution occurs in the Reynolds number in the direction perpendicular to the flow direction of the orifice 25D, and the pressure loss gradually decreases. A nuclear reactor using orifice 25D can operate more stably. Orifice 25D also has the same function as orifice 25.

第１０図に示すオリフィス２５Ｅは、オリフィス２５と
同じ構成要素を有している。オリフィス２５Ｅは、丸棒
２７の間隔を一方でせばめ、一方で広げることにより流
速分布がつくようにしている。Orifice 25E shown in FIG. 10 has the same components as orifice 25. In the orifice 25E, the interval between the round rods 27 is narrowed on one side and widened on the other to create a flow velocity distribution.

オリフィス２５Ａ〜２５Ｅは、オリフィス２５と同様に
燃料集合体内に取付けることができる。Orifices 25A-25E, like orifice 25, can be installed within the fuel assembly.

その場合、各オリフィスの機能はオリフィス２５と何等
変ることがない。各オリフィスに設けられた抵抗体は、
リング２６を介することなく、燃料集合体４５の下部タ
イプレート３８に直接取付けてもよい。In that case, the function of each orifice is no different from orifice 25. The resistor provided in each orifice is
It may also be attached directly to the lower tie plate 38 of the fuel assembly 45 without using the ring 26.

オリフィス２５Ａ及び２５Ｃは、抵抗体である棒の製造
が面倒である。抵抗体としては丸棒が最も製作が容易で
あり、しかも容易に手に入いる。For the orifices 25A and 25C, the rods serving as resistors are difficult to manufacture. Round rods are the easiest to manufacture as resistors, and they are also readily available.

このため、丸棒（または円管）を抵抗体として用いたオ
リフィスの製作が最も容易である。For this reason, it is easiest to manufacture an orifice using a round rod (or circular tube) as a resistor.

〔発明の効果〕〔Effect of the invention〕

本発明の燃料集合体によれば、可動部のない抵抗体を用
いて、冷却材流量の低流量状ｆｍでの原子炉の不安定を
防止できる。According to the fuel assembly of the present invention, it is possible to prevent instability of the nuclear reactor at a low flow rate fm of the coolant by using a resistor having no moving parts.

本発明の原子炉によれば、原子炉の設備利用率を向上で
きる。According to the nuclear reactor of the present invention, the capacity utilization rate of the nuclear reactor can be improved.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

第１図は本発明の一実施例である燃料集合体の縦断面図
、第２図は第１図の燃料棒の構造図、第３図（Ａ）は第
１図のオリフィスの正面図、第３図（Ｂ）は第３図（Ｃ
，）のＸｔ　　Ｘｔ断面図、第４図は本発明の実施例で
ある沸騰水型原子炉の局部縦断面図、第５図は第４図の
燃料支持金具の斜視図、第６図は第４図の１部の拡大図
、第７図（Ａ）。 第８図（Ａ）、第９図（Ａ）及び第１０図（Ａ）はオリ
フィスの他の実施例の正面図、第７図ＣＢ）は第７図（
Ａ）のＸ２−Ｘｚの断面図、第８図（Ｂ）は第８図（Ａ
）のＸ　ｓ　−Ｘ　３断面図、第９図（Ｂ）は第９図（
Ａ　）　（７）　Ｘ　４−　Ｘ　４断面図、第１０図（
Ｂ）は第１０図（Ａ　）　（１）　Ｘ　ｒ−−Ｘ　５断
面図、第１１図は炉心流量と原子炉出力との関係を示す
特性図、第１２図は従来の燃料支持金具の局部縦断面図
、第１３図はオリフィス係数と減幅比との関係を示す特
性図、第１４図（Ａ）は流動不安定時における減幅比の
状態を示す説明図、第１４図（Ｂ）は流表置定時におけ
る減幅比の状態を示す説明図、第１５図（Ａ）は炉心流
量に対するオリフィス係数の変化を示す特性図、第１５
図（Ｂ）は炉心流量に対する減幅比の変化を示す特性図
、第１５図（Ｃ）は炉心流量に対する原子炉出力の変化
を示す特性図、第１６図（Ａ）は本発明に用いるオリフ
ィスの試験体の正面図、第１６図（Ｂ）は第１６図（Ａ
）のＶｌ−ＶＩ断面図、第１７図は第１６図のオリフィ
スの流動実験を行う実験装置の構造図、第１８図は第１
６図のオリフィスの流動実験結果に基づくオリフィス係
数の変化を示す特性図、第１９図は第１６図のオリフィ
スの間隙におけるＲ　ｅ　＜　Ｒｅｃの領域での流動状
態を示す説明図、第２０図は第１６図のオリフィスの間
隙におけるＲ　ｅ　）　ＲｅＣの領域での流動状態を示
す説明図、第２１図はオリフィスに設けられる抵抗体の
他の実施例の構成図、第２２図は抵抗体の他の実施例の
縦断面図である。 ２０・・・燃料支持金具、２５，２５Ａ、２５Ｃ。 ２５Ｄ、２５Ｅ・・・オリフィス、２７・・・丸棒、３
１・・・原子炉圧力容器、３８・・・下部タイプレート
、４５・・・燃料集合体、４６・・・上部タイプレート
、４７・・・燃料棒。 第１０ 躬　３図 （７／１） め 牢 口 （Ａ） め′１０ 第６の 窮 ＋＋ 囚 が１−ル量 第１０口 第 オリフィ又イ朱放 第１４囚 （／′Ｉ） 鰻 １ｂ開 （／’Ｉ） （Ｉ３） 第１９区 第 寮 ２１図 第 ２Ｚ口FIG. 1 is a longitudinal sectional view of a fuel assembly that is an embodiment of the present invention, FIG. 2 is a structural diagram of the fuel rod in FIG. 1, and FIG. 3(A) is a front view of the orifice in FIG. 1. Figure 3 (B) is shown in Figure 3 (C).
, ), FIG. 4 is a partial longitudinal sectional view of a boiling water reactor according to an embodiment of the present invention, FIG. 5 is a perspective view of the fuel support fittings in FIG. 4, and FIG. FIG. 7(A) is an enlarged view of a portion of FIG. 4. 8(A), 9(A) and 10(A) are front views of other embodiments of the orifice, and FIG. 7(CB) is a front view of another embodiment of the orifice.
A) is a cross-sectional view taken along X2-Xz, and FIG.
).
A) (7) X4-X4 sectional view, Figure 10 (
B) is a cross-sectional view of Figure 10 (A) (1) 13 is a characteristic diagram showing the relationship between orifice coefficient and width reduction ratio, Figure 14 (A) is an explanatory diagram showing the state of width reduction ratio when flow is unstable, and Figure 14 (B) is a longitudinal sectional view. An explanatory diagram showing the state of the reduction width ratio at a steady state of the flow surface, FIG. 15 (A) is a characteristic diagram showing changes in the orifice coefficient with respect to the core flow rate,
Figure (B) is a characteristic diagram showing changes in the width reduction ratio with respect to core flow rate, Figure 15 (C) is a characteristic diagram showing changes in reactor output with respect to core flow rate, and Figure 16 (A) is a characteristic diagram showing changes in reactor output with respect to core flow rate. Figure 16 (B) is a front view of the test specimen in Figure 16 (A).
), Figure 17 is a structural diagram of the experimental equipment for carrying out the orifice flow experiment shown in Figure 16, and Figure 18 is the cross-sectional view of the
Figure 6 is a characteristic diagram showing changes in the orifice coefficient based on the results of orifice flow experiments, Figure 19 is an explanatory diagram showing the flow state in the region of Re < Rec in the orifice gap of Figure 16, and Figure 20 is FIG. 16 is an explanatory diagram showing the flow state in the region of R e ) ReC in the gap of the orifice, FIG. 21 is a configuration diagram of another example of the resistor provided in the orifice, and FIG. 22 is a diagram showing the flow state in the region of R e FIG. 20...Fuel support fittings, 25, 25A, 25C. 25D, 25E... Orifice, 27... Round bar, 3
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1... Reactor pressure vessel, 38... Lower tie plate, 45... Fuel assembly, 46... Upper tie plate, 47... Fuel rod. 10th Trap Figure 3 (7/1) Prison entrance (A) Me'10 6th predicament ++ Prisoner is 1-ru amount 10th mouth Orifice also red release 14th prisoner (/'I) Eel 1b open (/'I) (I3) 19th Ward, Dormitory 21, Exit 2Z

Claims (1)

【特許請求の範囲】 １、下部タイプレートと、前記下部タイプレートに保持
される複数の燃料棒と、前記下部タイプレート内に設け
られた抵抗装置とを備え、前記抵抗装置がスロート部が
形成された複数の冷却材流路を有し、各々の前記冷却材
流路の流路断面積が前記スロート部から上流側及び下流
側に向つてそれぞれ連続して増大しており、しかも前記
冷却材流路の対向する側壁が、前記スロート部の上流側
からその下流側にわたつて角部のない連続した面で構成
されている燃料集合体。 ２、前記抵抗装置が複数の抵抗部材を有しており、各々
の前記冷却材流路が隣接している前記抵抗部材の相互間
に形成され、前記冷却材流路の対向する側壁が前記抵抗
部材の表面である特許請求の範囲第１項記載の燃料集合
体。 ３、前記抵抗装置に設けられた前記抵抗部材が丸棒であ
る特許請求の範囲第２項記載の燃料集合体。 ４、原子炉容器と、前記原子炉容器内に設けられた炉心
支持部材と、前記炉心支持部材に設置されて内部に冷却
材通路を有する複数の燃料集合体支持装置と、前記燃料
集合体支持装置に支持されて内部に冷却材通路を有する
下部タイプレート、及び前記下部タイプレートに保持さ
れる複数の燃料棒から構成された複数の原子炉用燃料集
合体と、前記下部タイプレート内の冷却材通路内に配置
された抵抗装置とを備え、前記抵抗装置がスロート部が
形成された複数の冷却材流路を有し、各々の前記冷却材
流路の流路断面積が前記スロート部から上流側及び下流
側に向つてそれぞれ連続して増大しており、しかも前記
冷却材流路の対向する側壁が、前記スロート部の上流側
からその下流側にわたつて角部のない連続した面で構成
されている原子炉。 ５、前記抵抗装置が複数の抵抗部材を有しており、各々
の前記冷却材流路が隣接している前記抵抗部材の相互間
に形成され、前記冷却材流路の対向する側壁が前記抵抗
部材の表面である特許請求の範囲第４項記載の原子炉。 ６、前記抵抗装置に設けられた前記抵抗部材が丸棒であ
る特許請求の範囲第５項記載の原子炉。[Claims] 1. A lower tie plate, a plurality of fuel rods held in the lower tie plate, and a resistance device provided in the lower tie plate, the resistance device having a throat portion formed therein. The cross-sectional area of each of the coolant channels increases continuously from the throat toward the upstream side and the downstream side, and A fuel assembly in which opposing side walls of the flow path are constituted by continuous surfaces without corners from the upstream side of the throat section to the downstream side thereof. 2. The resistance device has a plurality of resistance members, each of the coolant channels is formed between adjacent resistance members, and opposing side walls of the coolant channel are connected to the resistor. The fuel assembly according to claim 1, which is a surface of a member. 3. The fuel assembly according to claim 2, wherein the resistance member provided in the resistance device is a round bar. 4. A reactor vessel, a core support member provided in the reactor vessel, a plurality of fuel assembly support devices installed in the core support member and having coolant passages therein, and the fuel assembly support A lower tie plate supported by a device and having a coolant passage therein; a plurality of nuclear reactor fuel assemblies each including a plurality of fuel rods held in the lower tie plate; and cooling in the lower tie plate. a resistance device disposed within the cooling material passage, the resistance device having a plurality of coolant flow paths each having a throat portion formed therein, and a flow path cross-sectional area of each of the coolant flow paths extending from the throat portion. The coolant flow path continuously increases toward the upstream side and the downstream side, and the opposing side walls of the coolant flow path are continuous surfaces without corners from the upstream side of the throat section to the downstream side thereof. Reactor configured. 5. The resistance device has a plurality of resistance members, each of the coolant channels is formed between adjacent resistance members, and opposing side walls of the coolant channel are connected to the resistor. The nuclear reactor according to claim 4, which is a surface of a member. 6. The nuclear reactor according to claim 5, wherein the resistance member provided in the resistance device is a round bar.