JPH06138270A - Nuclear fuel element, fuel assembly and reactor core thereof - Google Patents

Abstract

PURPOSE:To improve the nuclear hydrothermal force stability of a fuel assembly with minimum spring chamber length by inserting a volute spring into a spring chamber of less than specific length formed among a canning pipe, an upper end plug and the upper end of packed fuel pellets, the volute spring being in contact with the center of the lower surface of the upper end plug. CONSTITUTION:A fuel rod 14 has a long, hollow canning pipe 44, the upper and lower ends of the fuel rod 14 being closed with upper 46 and lower 48 end plugs, respectively. Fuel pellets 50 are packed in the canning pipe 44. A volute spring 56 is disposed inside a spring chamber 55 located at the upper end of the pellets 50 to bring the pellets 50 into surface contact with one another, the narrow end of the spring 56 being in contact with the center of the lower surface of the end plug 46 and the thick end of the spring 56 being in contact with a flat disc 58. The spring 56 provides a great compressive force with a small amount of deflection and can reduce the length of the spring chamber 55 to about 10cm or less. Therefore, the nuclear hydrothermal force stability of the fuel assembly can also be enhanced to a large extent.

Description

【発明の詳細な説明】Detailed Description of the Invention

【０００１】[0001]

【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型原子炉に使用さ
れる核燃料要素（以下、燃料要素と記す）、燃料集合
体、およびその炉心に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a nuclear fuel element (hereinafter referred to as a fuel element) used in a boiling water reactor, a fuel assembly, and a core thereof.

【０００２】[0002]

【従来の技術】核***反応によって大量のエネルギーを
放出し得ることは現在広く知られている。一般に
Ｕ²³³ ，Ｕ²³⁵ 、Ｐｕ²³⁹ の如き核***し得る原子はそ
の核内に中性子を吸収して核崩壊する。2. Description of the Related Art It is now widely known that a large amount of energy can be released by a fission reaction. Generally, fissionable atoms such as U ²³³ , U ²³⁵ , and Pu ²³⁹ absorb neutrons in their nuclei and undergo nuclear decay.

【０００３】これにより平均的に２個の低原子量の大き
な運動エネルギーを有する核***生成物と、同じく大き
い運動エネルギーを有する数個の核***中性子を生じ
る。例えば、Ｕ²³⁵ の核***によりそれぞれ80ないし 1
10と 125ないし 155との範囲の質量数を有する軽い核分
裂生成物と重い核***生成物と平均 2.5個の中性子を生
ずる。エネルギー放出は１核***当り200MeVに近い。This results in an average of two low atomic weight fission products of high kinetic energy and several fission neutrons of similar kinetic energy. For example, 80 to 1 ^{depending on} the fission of U ²³⁵ , respectively.
It produces light and heavy fission products with mass numbers in the range 10 and 125 to 155 and an average of 2.5 neutrons. Energy release is close to 200 MeV per fission.

【０００４】核***生成物の運動エネルギーは核燃料の
中の熱として急速に放散される。この熱発生後、次の核
***を誘発する少なくとも１個の正味の中性子が残って
いる場合には、核***反応は自己持続性となって熱を連
続的に発生する。熱は冷却材を燃料と熱交換関係に通す
ことによって除去する。反応は核***生成物および存在
する他の中性子吸収体の影響に打ち勝つに十分な量の核
***し得る材料が原子炉中に存在する限り継続する。The kinetic energy of fission products is rapidly dissipated as heat in nuclear fuel. After this heat generation, if at least one net neutron that induces the next fission remains, the fission reaction becomes self-sustaining and continuously generates heat. Heat is removed by passing the coolant in heat exchange relationship with the fuel. The reaction continues as long as there is sufficient fissionable material in the reactor to overcome the effects of fission products and other neutron absorbers present.

【０００５】かかる核***反応を有用な量の熱エネルギ
ーを発生するに十分な速度に維持するために、現在原子
炉は核***し得る材料すなわち核燃料を板、管または棒
の如き種々の形状の燃料要素中に入れるように設計，構
成し、そして運転している。In order to maintain such a fission reaction at a rate sufficient to produce a useful amount of thermal energy, nuclear reactors today use fissionable materials, or nuclear fuels, as fuel elements of various shapes such as plates, tubes or rods. Designed, configured, and running to fit inside.

【０００６】普通これらの燃料要素の外面には核材料
（核***性のある材料）を含んでいない耐蝕性、非反応
性の鞘を備えている。燃料要素は燃料集合体として冷却
材流路、すなわち区画中に互いに一定距離離してまと
め、そして十分な数の燃料集合体を組み合わせて上述の
自己持続核***反応を行い得る原子炉の炉心を構成す
る。The outer surface of these fuel elements is usually provided with a corrosion-resistant, non-reactive sheath containing no nuclear material (fissile material). The fuel elements are assembled as fuel assemblies into coolant channels, i.e., compartments at a distance from each other, and a sufficient number of fuel assemblies are combined to form a reactor core capable of performing the self-sustaining fission reaction described above. .

【０００７】従来の燃料要素は原子炉の運転中に核燃料
から発生する核***生成ガスを捕集するための室（以
下、ガスプレナムと記す）を燃料要素の上端領域に有
し、さらに燃料要素の端栓と燃料要素の管内に充填され
た燃料ペレットに力を加えて輸送中の燃料ペレットの滑
動を防止するばねを前記ガスプレナム内に有している。A conventional fuel element has a chamber (hereinafter referred to as a gas plenum) for collecting a fission product gas generated from nuclear fuel during operation of a nuclear reactor in an upper end region of the fuel element, and further has a chamber. There is a spring in the gas plenum that applies a force to the fuel pellets that fill the plug and fuel element tubes to prevent the fuel pellets from sliding during transportation.

【０００８】[0008]

【発明が解決しようとする課題】沸騰水型原子炉におい
ては燃料集合体内の冷却材流路を冷却水が昇流する途
中、燃料要素からの伝熱により沸騰し、蒸気と液滴の混
合流（二相流）となる。冷却材が昇流する過程で燃料棒
表面またはチャンネルボックス内面との摩擦圧損、位置
圧損、燃料要素を燃料集合体にまとめるために設けられ
ているスペーサ、または上下タイプレートによる局所圧
損（流路断面拡大・縮小と摩擦による圧損）などの圧損
を生じる。この圧損は蒸気を含まない単相流と二相流と
を比較すると二相流の方が大きい。In the boiling water nuclear reactor, while the cooling water is flowing through the coolant passage in the fuel assembly, the cooling water is boiled by the heat transfer from the fuel element and a mixed flow of steam and droplets is obtained. (Two-phase flow). During the process in which the coolant rises, friction pressure loss with the fuel rod surface or the inner surface of the channel box, position pressure loss, spacers provided to combine the fuel elements into the fuel assembly, or local pressure loss due to the upper and lower tie plates (flow section Pressure loss due to enlargement / reduction and friction). This pressure loss is larger in the two-phase flow when comparing the single-phase flow containing no steam and the two-phase flow.

【０００９】最近の燃料集合体では燃料要素の下部は下
部端栓の上に直接または介在物（熱障壁）を介在させ、
その上に燃料ペレットを積み上げる形で充填し、燃料ペ
レット積重柱の上にコイルスプリングを挿入し（必要な
らコイルスプリングの中にゲッタも挿入し）上部端栓を
溶接する構造であり、上部のコイルスプリングが挿入さ
れている領域がガスプレナムを構成している。In the recent fuel assemblies, the lower part of the fuel element is directly on the lower end plug, or an inclusion (thermal barrier) is interposed,
Fuel pellets are piled up on top of it, a coil spring is inserted on the fuel pellet stacking column (a getter is also inserted in the coil spring if necessary), and the upper end plug is welded. The area in which the coil spring is inserted constitutes a gas plenum.

【００１０】従来の核***生成物を捕集するガスプレナ
ムは燃料要素の上端領域に設けられている。この軸方向
部位では通常高ボイド率（約70％以上）になっているた
め、ガスプレナムの長さ程度（約30cm）の二相流領域が
あることになる。A conventional fission product collecting gas plenum is provided in the upper region of the fuel element. Since a high void fraction (about 70% or more) is usually present in this axial portion, there is a two-phase flow region about the length of the gas plenum (about 30 cm).

【００１１】したがって、このような二相摩擦圧損を単
相摩擦圧損に置き換えることにより燃料集合体の全体圧
損を低減するために、ガスプレナムを燃料要素の下部に
持ってくることは、燃料集合体の圧損低減、炉心または
チャンネル安定性の向上の点から意義がある。Therefore, in order to reduce the overall pressure loss of the fuel assembly by replacing such two-phase friction pressure loss with single-phase friction pressure loss, it is important to bring the gas plenum below the fuel element. It is significant in terms of reducing pressure loss and improving core or channel stability.

【００１２】例えば特公昭48-5357 号公報には下端にガ
スプレナムを配置し、ばね室を上端に配置して下部のガ
スプレナムをカラーで構成する燃料要素が開示されてい
る。また、下端部のみにガスプレナムを配置する例とし
ては例えば特公昭53-4199 号公報に開示されている。For example, Japanese Patent Publication No. 48-5357 discloses a fuel element in which a gas plenum is arranged at the lower end, a spring chamber is arranged at the upper end, and a lower gas plenum is constituted by a collar. An example of disposing the gas plenum only at the lower end is disclosed in Japanese Patent Publication No. 53-4199.

【００１３】しかしながら、これらは圧損低減、二相圧
損／単相圧損の比も、低減の効果については何ら説明さ
れてない。However, the effect of reducing pressure loss and the ratio of two-phase pressure loss / single-phase pressure loss is not described at all.

【００１４】従来の上部ガスプレナムに挿入されている
スプリングは全てコイルスプリングを使用している。コ
イルスプリングはねじり弾性を利用しているので、燃料
要素のような９〜12mmの燃料要素外径の管内に挿入する
コイルスプリングの弾性力を得るために相当の長さおよ
び巻数を使用する必要がある。All the springs inserted in the conventional upper gas plenum use coil springs. Since the coil spring utilizes torsional elasticity, it is necessary to use a considerable length and number of turns in order to obtain the elastic force of the coil spring to be inserted into a pipe having a fuel element outer diameter of 9 to 12 mm such as a fuel element. is there.

【００１５】このコイルスプリングをペレット積層した
上方の短いばね室で使用するには、コイルの線径を太く
して少ない巻数で大きな荷重を受けることができるよう
に工夫する必要がある。In order to use this coil spring in an upper short spring chamber in which pellets are laminated, it is necessary to devise a wire diameter of the coil so that a large load can be received with a small number of turns.

【００１６】燃料要素が原子炉で照射された場合、燃料
ペレットが軸方向に伸び、被覆管の伸びより大きいの
で、ばね室の長さが縮小する。このことを考慮して、上
部ばね室の長さを最小にする必要がある。When the fuel element is irradiated in a nuclear reactor, the length of the spring chamber is reduced because the fuel pellet extends axially and is greater than the cladding extension. With this in mind, it is necessary to minimize the length of the upper spring chamber.

【００１７】その場合、前記円筒型のコイルスプリング
を使用する場合、コイルスプリングが燃料ペレットの伸
張にしたがって圧縮され、燃料取り出し時の燃焼度時点
で巻線同士が接触するまで圧縮状態になった状態が限界
である。In this case, when the cylindrical coil spring is used, the coil spring is compressed according to the expansion of the fuel pellet, and is in a compressed state until the windings come into contact with each other at the burnup when fuel is taken out. Is the limit.

【００１８】したがって、この限界状態においてスプリ
ングの軸方向長さが小さく、使用前においては燃料輸送
時のペレット滑動を防止するだけのスプリング力を保持
するばね室内蔵スプリングが求められる。なお、ばね室
内のスプリングは原子炉で照射中に中性子吸収等により
スプリング力を失い塑性変形して圧縮されてもよい。こ
の時の圧縮力は被覆管への荷重を減ずるためには小さい
方が好ましい。Therefore, in this limit state, the spring has a small axial length, and there is a demand for a spring chamber built-in spring that retains a spring force that prevents the sliding of the pellets during fuel transportation before use. The spring in the spring chamber may lose its spring force due to neutron absorption or the like during irradiation in the nuclear reactor and be plastically deformed and compressed. The compressive force at this time is preferably small in order to reduce the load on the cladding tube.

【００１９】ところで、燃料要素を構成する場合、従来
から上部端栓と燃料要素の管（以下、被覆管と記す）を
溶接する際に、溶接熱により上部端栓とプレナムスプリ
ング上端との共融を避けるために、コイルスプリング上
端の巻回を90°折り曲げて、このループの頂点を上部端
栓の下面に接する構造とする。By the way, in the case of forming a fuel element, when welding the upper end plug and the pipe of the fuel element (hereinafter referred to as a cladding pipe) conventionally, the eutectic of the upper end plug and the upper end of the plenum spring is caused by welding heat. To avoid this, the upper end of the coil spring is bent 90 ° and the apex of this loop is in contact with the lower surface of the upper end plug.

【００２０】また、コイルスプリング上端にばねと端栓
部材の直接の接触を避け、コイル上端に熱障壁部材を一
体に結合させ、この障壁部材（この熱障壁部材の形状と
してはコイル状、円筒状、円錐状が提案されている）に
高融点の材料（ジルカロイ等）を用いる。Further, avoiding direct contact between the spring and the end plug member on the upper end of the coil spring, a thermal barrier member is integrally connected to the upper end of the coil, and the barrier member (the shape of the thermal barrier member is a coil or a cylinder). , A conical shape is proposed), and a high melting point material (such as zircaloy) is used.

【００２１】さらに、上部端栓の下端をくびれ部を介し
て燃料棒内へ突出した円盤を有する形状案が既に提案さ
れ実施されている。この結果、ばね室内のばね長さ以外
に、前述の熱障壁部材の軸方向長さの短縮も二相圧損の
縮減のために求められる。Further, a shape proposal having a disk in which the lower end of the upper end plug is projected into the fuel rod through the constricted portion has already been proposed and implemented. As a result, in addition to the spring length in the spring chamber, a reduction in the axial length of the heat barrier member described above is also required to reduce the two-phase pressure loss.

【００２２】この課題に対し、コイルスプリングは圧縮
荷重に対し相当の巻線回数を必要とし、密着するまで圧
縮された時には、巻線の径と巻数の積だけの軸方向長さ
は上部ばね室として、燃料ペレットの軸方向伸びしろ以
上に余分に設ける必要があり、長くなる。To solve this problem, the coil spring requires a considerable number of windings with respect to the compressive load, and when compressed to a close contact, the axial length corresponding to the product of the diameter of the winding and the number of windings is the upper spring chamber. As a result, it is necessary to provide more than the axial extension of the fuel pellet, which is long.

【００２３】さらに、燃料要素のガスプレナムを燃料ペ
レット重積の下方に移動するということは、燃料ペレッ
ト重積上方のばね室長さをどの程度短くできるかによる
が、燃料ペレットが充填されている領域（燃料有効部）
が燃料集合体の軸方向において従来より約15から20cm上
方に移動することになる。Furthermore, moving the gas plenum of the fuel element below the fuel pellet stack depends on how short the length of the spring chamber above the fuel pellet stack can be shortened. Fuel effective part)
Will move about 15 to 20 cm above the conventional axis in the axial direction of the fuel assembly.

【００２４】これにともなって、燃料要素同士を横方向
に一定間隔あけて保持するスペーサの軸方向位置と燃料
有効部の位置が変化することになる。従来の燃料集合体
では上下タイプレートで支持された区間の中に７個のス
ペーサをスペーサ間隔を一定にして上下タイプレートか
らそれぞれほぼ等間隔の位置に最上段または最下段のス
ペーサが位置するように配置されている。Along with this, the axial position of the spacer for holding the fuel elements laterally at regular intervals and the position of the effective fuel portion change. In the conventional fuel assembly, seven spacers are arranged in the section supported by the upper and lower tie plates so that the uppermost spacer or the lowermost spacer is located at substantially equal intervals from the upper and lower tie plates, respectively. It is located in.

【００２５】従来のスペーサの配置は燃料集合体の圧
損、限界出力のバランスつまりスペーサの個数を増すと
限界出力は向上するが局所圧損も増えるという欠点をバ
ランスさせ、さらに、燃料集合体の水力振動または耐震
性を考慮してスペーサの軸方向間隔を燃料集合体の軸方
向に等間隔で７個設定している。The conventional arrangement of the spacers balances the pressure loss and the limit output of the fuel assembly, that is, the limit output is improved by increasing the number of spacers, but the local pressure loss is also increased, and the hydraulic vibration of the fuel assembly is further balanced. Alternatively, in consideration of the earthquake resistance, seven spacers are set at equal intervals in the axial direction of the fuel assembly.

【００２６】しかし、前記のように燃料有効部とスペー
サの軸方向位置が従来と変化する場合は限界出力が低下
するという影響がある。However, when the axial positions of the fuel effective portion and the spacer are changed from the conventional ones as described above, there is an influence that the limit output is lowered.

【００２７】また、ガスプレナムが従来の燃料要素の上
部にのみ配設していた設計の燃料集合体を使用していた
炉心において商業運転開始後、取り替え燃料としてガス
プレナムを燃料要素の下端に移した設計を採用した場合
次の課題が生じる。Further, a design in which the gas plenum is moved to the lower end of the fuel element as a replacement fuel after the commercial operation is started in the core using the fuel assembly of the design in which the gas plenum is disposed only on the upper portion of the conventional fuel element. The following problems occur when adopting.

【００２８】第１は制御棒を挿入引き抜きストロークの
全ストローク挿入を行っても、従来の炉心に装荷されて
いる制御棒では、燃料有効長部分が上方に移動した長さ
分制御棒で反応度を抑えることができない領域が増加
し、炉停止余裕が悪化する。First, even though the control rod is inserted and the full stroke of the withdrawal stroke is inserted, in the conventional control rod loaded in the core, the reactivity is increased by the length of the active fuel length portion moved upward. The area that cannot be suppressed increases, and the reactor shutdown margin deteriorates.

【００２９】第２は出力運転中の状態において、炉心の
余剰反応度を制御するために挿入されている少数の制御
棒以外は、全ストローク引き抜き状態にある。従来の炉
心に装荷されている制御棒では制御棒有効部の上端が燃
料有効部の下端よりも少なくとも15cmは下方に位置し、
スクラム時のスクラム反応度曲線の立ち上がりが劣化
し、過渡特性、事故特性が悪化する。Secondly, in the power output operation state, all strokes are withdrawn except for a small number of control rods inserted to control the excess reactivity of the core. In the conventional control rod loaded in the core, the upper end of the control rod effective portion is located at least 15 cm below the lower end of the fuel effective portion,
The rise of the scrum reactivity curve during scrum deteriorates, and the transient characteristics and accident characteristics deteriorate.

【００３０】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、上部のばね室の二相圧損をできるだけ小さく
し、下部に所要のガスプレナム容積を設けるため、ガス
プレナムを燃料要素の下部に移動し、燃料要素上部のば
ね室の長さをできる限り短くし、コイルスプリングの課
題を解決するために、最小に圧縮された時のスプリング
長さの短い構造を提供し、燃料有効部とスペーサの位置
関係が従来と変わったことに対する限界出力改善を図
り、しかも燃料有効部が従来よりも少なくとも15cm以上
上方に移動する場合の、炉心性能に及ぼす課題を解決す
る核燃料要素、燃料集合体およびその炉心を提供するこ
とにある。The present invention has been made to solve the above-mentioned problems, and in order to minimize the two-phase pressure loss in the upper spring chamber and to provide the required gas plenum volume in the lower portion, the gas plenum is moved to the lower portion of the fuel element. To shorten the length of the spring chamber above the fuel element as much as possible and to solve the problem of the coil spring, it provides a structure with a short spring length when compressed to a minimum, and the position of the fuel effective part and the spacer In order to improve the limit output against the change in the relationship from the conventional one, and to solve the problem affecting the core performance when the effective fuel part moves at least 15 cm or more above the conventional one, the nuclear fuel element, fuel assembly and its core are To provide.

【００３１】[0031]

【課題を解決するための手段】本発明は、燃料要素のガ
スプレナムを燃料ペレットを積層した下方に配して、二
相圧損をできるだけ小さくするために、上下両端が端栓
により密封された被覆管と、この被覆管内に充填された
燃料ペレットと、前記被覆管内で一端が前記上部端栓に
接し前記燃料ペレットを押圧しているばねと、前記充填
された燃料ペレットの下方に燃料ペレットの重量を支え
て、かつ核***生成ガス溜を構成するカラーとからなる
核燃料要素において、前記被覆管および上部端栓と、前
記充填された燃料ペレットの上端との間に形成されるば
ね室の長さを10cm以下とし、かつ、前記ばね室内に前記
上部端栓の下面中心と接触する竹の子ばねを挿入してな
ることを特徴とする。DISCLOSURE OF THE INVENTION According to the present invention, a gas plenum of a fuel element is arranged below a stack of fuel pellets, and a cladding tube having upper and lower ends sealed by end plugs in order to minimize a two-phase pressure loss. A fuel pellet filled in the cladding tube, a spring having one end contacting the upper end plug in the cladding tube to press the fuel pellet, and a weight of the fuel pellet below the filled fuel pellet. In a nuclear fuel element consisting of a collar that supports and constitutes a fission product gas reservoir, the length of the spring chamber formed between the cladding tube and the upper end plug and the upper end of the filled fuel pellet is 10 cm. The invention is characterized in that a bamboo shoot spring that contacts the center of the lower surface of the upper end plug is inserted into the spring chamber.

【００３２】前記ばね室内の竹の子ばねを軸方向に複数
個積み重ねることもでき、またコイルスプリングを採用
する場合には、前記ばね室に内蔵するコイルスプリング
の形状を鼓型または樽型の巻形状とし、圧縮された状態
では巻線が軽方向に密着して高さが短くなる構造とす
る。It is also possible to stack a plurality of bamboo springs in the spring chamber in the axial direction, and when a coil spring is adopted, the coil spring incorporated in the spring chamber is shaped like a drum or barrel. In the compressed state, the windings are closely attached in the light direction so that the height is shortened.

【００３３】燃料要素のガスプレナムを核燃料ペレット
の下方に設けることによる限界出力の低下対策として
は、複数個の燃料ペレットを被覆管内に充填し両端部を
端栓で密封してなる複数本の燃料要素を格子状に束ね、
軸方向に複数個間隔をおいて配設したスペーサにより前
記燃料要素を横方向に間隔を保持して上下タイプレート
で燃料束を結束し、この燃料束を角筒状チャンネルボッ
クスで囲繞して冷却材流路を構成する燃料集合体におい
て、前記被覆管内で一端が前記上部端栓に接し前記燃料
ペレットを押圧するばねと、前記燃料ペレットの下方に
核燃料の重量を支えて、かつ核***生成ガス溜を構成す
るカラーからなる核燃料要素から燃料束が構成され、前
記被覆管および上部端栓と、前記燃料ペレット上端との
間に形成されるばね室の長さは15cm以下であり、前記ス
ペーサの軸方向配置において燃料有効部の最上部に配さ
れるスペーサ下面の位置は燃料有効部の上端から約15cm
に、燃料有効部の上から２段目のスペーサの下端面は最
上段のスペーサの下端面から約30〜51cmに、前記燃料有
効部の上から３段目のスペーサの下端面は上から２段目
のスペーサの下端面から約30〜51cmに、最下段のスペー
サはそれぞれ約51cm以下の下端面同士の間隔に配置され
てなることを特徴とする。As a measure against the lowering of the limit output by providing the gas plenum of the fuel element below the nuclear fuel pellet, a plurality of fuel elements are prepared by filling a plurality of fuel pellets in a cladding tube and sealing both ends with end plugs. Bunched in a grid,
A plurality of spacers arranged at intervals in the axial direction hold the fuel elements in the lateral direction at intervals to bind the fuel bundles at the upper and lower tie plates, and the fuel bundles are surrounded by a rectangular tubular channel box for cooling. In a fuel assembly that constitutes a material flow path, a spring that has one end in contact with the upper end plug in the cladding tube and presses the fuel pellets, and a nuclear fission product gas reservoir that supports the weight of nuclear fuel below the fuel pellets. A fuel bundle is composed of a nuclear fuel element composed of a collar, and the length of the spring chamber formed between the cladding tube and the upper end plug and the upper end of the fuel pellet is 15 cm or less, and the shaft of the spacer is The position of the lower surface of the spacer, which is arranged on the uppermost part of the fuel effective part in the directional arrangement, is about 15 cm from the upper end of the fuel effective part
The lower end surface of the second spacer from the top of the fuel effective portion is about 30 to 51 cm from the lower end surface of the uppermost spacer, and the lower end surface of the third spacer from the top of the fuel effective portion is 2 from the top. About 30 to 51 cm from the lower end surface of the stepped spacer, the lowermost spacers are arranged at intervals of about 51 cm or less between the lower end surfaces.

【００３４】燃料要素のガスプレナムを燃料ペレット重
積の下方に設けることによる炉停止余裕の低下、スクラ
ム特性の低下対策としては、制御棒の挿入引き抜きスト
ロークの全引き抜き状態において、制御棒の有効部上端
が燃料集合体の有効部下端と同じ位置または５cm以下の
レベル差で下側にあることを特徴とした、燃料要素内の
ガスプレナムを核燃料ペレットの下方に設け、核燃料ペ
レット上方のばね室の長さが15cm以下の燃料要素を用い
た燃料集合体を装荷した炉心および、原子炉出力運転中
に、予め決められた特定の制御棒を制御棒の有効部上端
が燃料集合体の有効部下端と同じ位置または５cm以下の
レベル差で下側にある位置まで挿入した状態で運転する
ことを特徴とした、燃料要素内のガスプレナムを核燃料
ペレットの下方に設け、核燃料ペレット上方のばね室の
長さが15cm以下の燃料要素を用いた燃料集合体を装荷し
た原子炉の運転方法により解決される。As a measure for reducing the reactor shutdown margin and the scrum characteristics by providing the gas plenum of the fuel element below the fuel pellet stack, the upper end of the effective portion of the control rod is fully retracted in the insertion / extraction stroke of the control rod. Is located at the same position as the lower end of the effective part of the fuel assembly or on the lower side with a level difference of 5 cm or less, the gas plenum in the fuel element is provided below the nuclear fuel pellet, and the length of the spring chamber above the nuclear fuel pellet is set. Is a core loaded with fuel assemblies using fuel elements of 15 cm or less, and during reactor power output operation, a predetermined specific control rod has the upper end of the effective portion of the control rod equal to the lower end of the effective portion of the fuel assembly. The gas plenum inside the fuel element is installed below the nuclear fuel pellets, which is characterized by being operated in a position or at a lower position with a level difference of 5 cm or less. It is solved by a method of operating a nuclear fuel pellets above the spring chamber of length furnace atomic loaded with fuel assemblies with the following fuel elements 15cm.

【００３５】[0035]

【作用】竹の子ばねを使うと、短い長さで大きな圧縮力
を得ることができ、その結果燃料輸送中の核燃料ペレッ
トの滑動が防止できる。また、圧縮された状態のスプリ
ング密着状態の高さが短くできる。When a bamboo shoot spring is used, a large compressive force can be obtained with a short length, and as a result, sliding of the nuclear fuel pellets during fuel transportation can be prevented. Further, the height of the compressed state of the spring in close contact can be shortened.

【００３６】また、竹の子ばねの径の小さい一端を燃料
棒上部端栓下面と突き合わせることにより、被覆管と端
栓の溶接箇所から遠ざかった位置で上部端栓下面に接す
ることになり、溶接時の共融を防止することができる。Further, by making one end having a small diameter of the bamboo shoot spring abut against the lower surface of the upper end plug of the fuel rod, it comes into contact with the lower surface of the upper end plug at a position distant from the welding position of the cladding tube and the end plug. Eutectic can be prevented.

【００３７】同様にコイルスプリングを巻線形を変え
て、圧縮密着時に軸方向の高さを短くすることによって
も実現できる。Similarly, it can be realized by changing the winding shape of the coil spring and shortening the height in the axial direction during compression contact.

【００３８】さらに燃料要素は長さに対する核燃料ペレ
ットを充填された燃料有効部の位置が、従来の燃料要素
より約15〜20cm上方に移動したことになり、それに応じ
てスペーサの軸方向配置位置も少なくとも並行に約15〜
20cm上方に移動する。Further, the position of the fuel effective portion filled with the nuclear fuel pellets in the length of the fuel element has moved to about 15 to 20 cm above that of the conventional fuel element, and the axial arrangement position of the spacers accordingly. At least about 15 in parallel
Move 20 cm upwards.

【００３９】これにより、燃料の沸騰開始点から、限界
出力余裕の小さい燃料有効部の最上段または上段から２
番目のスペーサの下端部までの軸方向位置が従来の燃料
集合体と同じに保持され、限界出力の低下が防止でき
る。As a result, from the boiling start point of the fuel, 2 from the uppermost stage or the upper stage of the effective fuel portion with a small marginal output margin.
The axial position up to the lower end of the second spacer is kept the same as that of the conventional fuel assembly, and it is possible to prevent the reduction of the limit output.

【００４０】また、燃料要素の下部にガスプレナムを設
けて、燃料有効部が従来よりも少なくとも15cm以上上方
に移動する場合の、炉心性能に及ぼす問題を解決するた
めの手段として、制御棒ストローク全引き抜き状態にお
いて制御棒有効部の上端位置を燃料集合体の有効部の下
端と同じ位置または５cm以内の下方にするように制御棒
の駆動軸との接続ソケットと制御棒有効部下端の間の部
分を（スカート部）を約15〜20cm伸ばすことで、制御棒
の有効部も上方に移動することができる制御棒によって
コントロールされる燃料集合体有効部の軸方向区間長さ
が維持されるので炉停止余裕に対する性能劣化が防止で
きる。Further, a gas plenum is provided in the lower part of the fuel element, and as a means for solving the problem affecting the core performance when the effective fuel portion moves upward by at least 15 cm or more as compared with the conventional case, the full extraction of the control rod stroke is performed. In this condition, the part between the socket for connecting the control rod drive shaft and the lower end of the effective part of the control rod should be located so that the upper end position of the effective part of the control rod is at the same position as the lower end of the effective part of the fuel assembly or below 5 cm. By extending the (skirt) by about 15 to 20 cm, the effective part of the control rod can also move upward. The axial section length of the active part of the fuel assembly controlled by the control rod is maintained, so the reactor is stopped. Performance deterioration against margin can be prevented.

【００４１】さらに、制御棒の有効部を上方に従来より
も少なくとも15cm以上上方に移動することが何らかの理
由でできない場合、炉停止余裕の改善は軸方向の核設計
および燃料集合体の構造で対処するとして、スクラム特
性を改善するため、一部の少数の制御棒のみ制御棒有効
部の上端を燃料集合体有効部の下端近傍に位置するよう
挿入することによりスクラム曲線の立ち上がり特性が劣
化することはない。Further, when it is not possible to move the effective portion of the control rod upward by at least 15 cm or more from the conventional one, improvement of the reactor shutdown margin is dealt with by the axial nuclear design and the structure of the fuel assembly. In order to improve the scrum characteristics, the rising characteristics of the scrum curve may deteriorate by inserting only a few control rods so that the upper ends of the control rod effective parts are located near the lower ends of the fuel assembly effective parts. There is no.

【００４２】[0042]

【実施例】図１，図２により本発明に係る燃料要素（以
下、燃料棒と記す）を組み込んだ沸騰水型原子炉用燃料
集合体の第１の実施例を説明する。図１は燃料集合体の
全体鳥瞰図（一部破断面）であり、図２は図１の縦断面
図である。燃料集合体10は一般に端部の開放している管
状通路（以下、チャンネルと記す）12と、燃料棒14と、
下部タイプレート16と、上部タイプレート18と、燃料棒
14の間隔保持のために軸方向に複数設けられたスペーサ
20とからなる。EXAMPLE A first example of a boiling water reactor fuel assembly incorporating a fuel element (hereinafter referred to as a fuel rod) according to the present invention will be described with reference to FIGS. FIG. 1 is a bird's-eye view (partially broken surface) of the entire fuel assembly, and FIG. 2 is a vertical cross-sectional view of FIG. The fuel assembly 10 generally has a tubular passage (hereinafter, referred to as a channel) 12 having an open end, a fuel rod 14,
Lower tie plate 16, upper tie plate 18, fuel rods
Multiple spacers provided in the axial direction to hold 14 spaces
It consists of 20 and.

【００４３】燃料棒14の間にはウォータロッド15が配置
されている。チャンネル12は正方形断面を有し、その上
端にはチャンネルを燃料束に被せた後、チャンネルを支
持する隅部材を有する。なお、図２中14ａは部分長燃料
棒を示している。A water rod 15 is arranged between the fuel rods 14. The channel 12 has a square cross section and has a corner member at its upper end that supports the channel after the channel is covered by the fuel bundle. In addition, 14a in FIG. 2 has shown the partial length fuel rod.

【００４４】燃料棒14および部分長燃料棒14ａはチャン
ネル12の内面に接する複数の燃料棒間隔保持スペーサ20
の格子に挿入し、かつそれによって間隔を保って支持さ
れる。これらのスペーサ20は燃料棒の束の軸方向に沿っ
て一定距離だけ離間して配設されており、スペーサが縦
方向に動かないようにウォータロッド15によって保持さ
れている。The fuel rods 14 and the partial length fuel rods 14a are formed by a plurality of fuel rod spacing spacers 20 which are in contact with the inner surface of the channel 12.
Of the grid and is thereby spaced apart and supported thereby. These spacers 20 are arranged along the axial direction of the bundle of fuel rods so as to be separated from each other by a certain distance, and are held by the water rod 15 so that the spacers do not move in the vertical direction.

【００４５】各燃料棒14はウラン，プルトニウム等の核
***をする燃料材料を円柱状の燃料ペレットに成形して
被覆管内充填した細長い管状態から成る。燃料棒14の両
端は密封して冷却材が燃料と接触または、核***生成ガ
スの燃料棒14からの流出を防止する。Each fuel rod 14 is in the form of an elongated tube in which a nuclear fissionable fuel material such as uranium or plutonium is formed into a cylindrical fuel pellet and filled in the cladding tube. Both ends of the fuel rod 14 are sealed to prevent the coolant from coming into contact with the fuel or to prevent the fission product gas from flowing out of the fuel rod 14.

【００４６】燃料棒14の下端は下部タイプレート16の燃
料棒支持部21の支持孔22に嵌め込まれて支持される。下
部タイプレート16の燃料棒支持部21には冷却水開口23を
別に設け冷却材が燃料棒支持部21を通過できるようにす
る。The lower ends of the fuel rods 14 are fitted into and supported by the supporting holes 22 of the fuel rod supporting portion 21 of the lower tie plate 16. A cooling water opening 23 is separately provided in the fuel rod supporting portion 21 of the lower tie plate 16 so that a coolant can pass through the fuel rod supporting portion 21.

【００４７】下部タイプレート16の上端はチャンネル12
の下端を受け入れるために正方形断面にする。下部タイ
プレート16の下端は炉内構造物によって支持され、その
支持部から下部タイプレート16の下端開口27を通って冷
却材を取り入れる。下部タイプレート16の８個の燃料棒
支持部21にねじを切り、このねじにねじ込まれるねじを
有する下部端栓で密閉した燃料棒14を受け入れる。The upper end of the lower tie plate 16 is the channel 12
Make a square cross section to accommodate the bottom edge of the. The lower end of the lower tie plate 16 is supported by the internal structure of the furnace, and the coolant is taken from the supporting portion through the lower end opening 27 of the lower tie plate 16. The eight fuel rod supports 21 of the lower tie plate 16 are threaded and receive the fuel rods 14 sealed with a lower end plug having a screw threaded into the screws.

【００４８】上部タイプレート18を下部端栓および上部
端栓の延長部にねじを切った燃料棒の上部端栓延長部に
螺合するナットによって前記燃料棒14に固着する。上部
タイプレート18には冷却水開口26を設け、燃料集合体10
の内部と原子炉圧力容器内の上部プレナムとを連通させ
る。The upper tie plate 18 is secured to the fuel rod 14 by a nut threaded onto the lower end plug and the upper end plug extension of the fuel rod threaded into the extension of the upper end plug. A cooling water opening 26 is provided in the upper tie plate 18 to allow the fuel assembly 10
Communicates the inside of the reactor with the upper plenum inside the reactor pressure vessel.

【００４９】上部タイプレート18の燃料棒支持部24に燃
料棒支持孔25を貫通して設ける。この孔25の一部は上部
タイプレート18の把手34根元の内部に盲孔となる。これ
らの孔25は燃料棒14の上部端栓延長部を受け入れその縦
方向の膨脹を許すに十分な上部端栓延長部の長さとす
る。A fuel rod support hole 25 is provided through the fuel rod support portion 24 of the upper tie plate 18. A part of this hole 25 becomes a blind hole inside the base of the handle 34 of the upper tie plate 18. These holes 25 are of sufficient length to accommodate the upper end plug extension of the fuel rod 14 and allow its longitudinal expansion.

【００５０】この上部端栓延長部の上部タイプレート18
の下側に図２に示したように圧縮ばね31を挿入する。チ
ャンネル12は上部タイプレート18にボルトで所定位置に
保持される。また、上部タイプレート18には燃料集合体
10を取り扱うための把手34を設けている。The upper tie plate of this upper end plug extension 18
A compression spring 31 is inserted on the lower side as shown in FIG. The channel 12 is held in place by bolts on the upper tie plate 18. The upper tie plate 18 also has a fuel assembly.
A handle 34 for handling 10 is provided.

【００５１】図３は図１における燃料棒14の第１の例を
示している。燃料棒14は細長い中空管である被覆管44を
有し、被覆管44は一般にジルコニウムの合金である熱中
性子吸収断面積の小さいジルカロイで製造することが望
ましい。燃料棒14の上端は上部端栓46で閉じ、下端は下
部端栓48で閉じている。上部端栓46には上部端栓延長部
43が取り付けられている。FIG. 3 shows a first example of the fuel rod 14 in FIG. The fuel rod 14 has a cladding tube 44 which is an elongated hollow tube, and the cladding tube 44 is preferably made of zircaloy having a small thermal neutron absorption cross section, which is generally an alloy of zirconium. The upper end of the fuel rod 14 is closed by an upper end plug 46, and the lower end is closed by a lower end plug 48. Upper end plug 46 has an upper end plug extension
43 is installed.

【００５２】これら上部、下部端栓46，48はともにジル
カロイ製で、被覆管44の両端に溶接して原子炉冷却材が
燃料と接触し、そして核***生成ガスが燃料棒外に流出
することを防止する。被覆管44内にはウラン，プルトニ
ウム等の核***し得る燃料材料（以下、燃料ペレットと
記す）50を充填する。図３に示した燃料ペレット50の形
状は被覆管44内に積層した円柱ペレット形である。Both the upper and lower end plugs 46 and 48 are made of Zircaloy and welded to both ends of the cladding tube 44 to prevent the reactor coolant from coming into contact with the fuel, and the fission product gas to flow out of the fuel rod. To prevent. The cladding tube 44 is filled with a fissionable fuel material (hereinafter referred to as a fuel pellet) 50 such as uranium or plutonium. The shape of the fuel pellet 50 shown in FIG. 3 is a cylindrical pellet shape stacked in the cladding tube 44.

【００５３】燃料棒14は原子炉運転中、核燃料から放出
される核***生成ガスを捕集するガスプレナム54とばね
室55をペレット積層部の両端に配置している。前記ガス
プレナム54は被覆管44の下端に設けている。ガスプレナ
ム54にはステンレス鋼（ＳＵＳ）またはジルコニウム合
金製中空円筒のカラー80を下部端栓48の上に載せ燃料ペ
レット重積の荷重を受けつつガスプレナムとしての空間
を確保する。The fuel rod 14 has a gas plenum 54 for collecting the fission product gas emitted from the nuclear fuel and a spring chamber 55 arranged at both ends of the pellet stack portion during the operation of the reactor. The gas plenum 54 is provided at the lower end of the cladding tube 44. In the gas plenum 54, a hollow cylindrical collar 80 made of stainless steel (SUS) or zirconium alloy is placed on the lower end plug 48 to secure a space as a gas plenum while receiving a load of fuel pellet inaccuracies.

【００５４】カラー80は上下端に燃料ペレット50の荷重
を受ける円盤を固着し、円筒胴部に内外連通孔を設けて
ある。カラー80の材料としては構造体積ができるだけ小
さくて、燃料ペレット50の荷重を受ける性能の高い物が
よい。中性子吸収が少ないことは２次的な要求である。The collar 80 has disks fixed to the upper and lower ends which receive the load of the fuel pellets 50, and inner and outer communication holes provided in the cylindrical body. As a material of the collar 80, a material having a structural volume as small as possible and having high performance for receiving the load of the fuel pellet 50 is preferable. Low neutron absorption is a secondary requirement.

【００５５】カラー80の中にはゲッター材として純ジル
コニウムを少量充填または別個の容器に入れたゲッター
材をカラー80の中に入れてもよい。ガスプレナム54の容
積は燃料集合体の炉内滞在中に燃料ペレット50から放出
される核***生成ガスの量から決める。A small amount of pure zirconium may be filled in the collar 80 as a getter material, or a getter material in a separate container may be placed in the collar 80. The volume of the gas plenum 54 is determined by the amount of fission product gas released from the fuel pellets 50 during the stay of the fuel assembly in the reactor.

【００５６】竹の子ばね56は燃料ペレット50上端のばね
室55内に配置され、燃料ペレット50を互いに表面接触さ
せ、竹の子ばね56の細い方の端部で上部端栓46の下面に
接している。竹の子ばね56の下端と燃料ペレット50の上
端との間には偏平円盤58を介在させている。The bamboo shoot spring 56 is disposed in the spring chamber 55 at the upper end of the fuel pellet 50, and the fuel pellets 50 are brought into surface contact with each other, and the thin end of the bamboo shoot spring 56 is in contact with the lower surface of the upper end plug 46. A flat disk 58 is interposed between the lower end of the bamboo shoot spring 56 and the upper end of the fuel pellet 50.

【００５７】10mm程度またはそれ以下の径の燃料棒被覆
管内径に納まる１個の竹の子ばね56の撓み量で、燃料ペ
レット50の膨脹量吸収または滑動防止の圧縮力が不足の
場合は、図４に他の例として示すように竹の子ばね56を
２個連続してばね室55内に配置することがよい。この場
合、ペレットを積層した上端と接する竹の子ばね56の先
端が燃料ペレット50の中心部からずれないように前記偏
平円盤58と竹の子ばね56を溶接により固定してもよい。
竹の子ばね56はインコネル、鋼等の材料で作ることが望
ましい。If the expansion amount of the fuel pellet 50 is insufficient to absorb the expansion amount or the compression force for preventing slippage due to the bending amount of one bamboo spring 56 that fits within the inner diameter of the fuel rod cladding tube having a diameter of about 10 mm or less, FIG. As another example, two bamboo shoot springs 56 may be continuously arranged in the spring chamber 55. In this case, the flat disk 58 and the bamboo shoot spring 56 may be fixed by welding so that the tip of the bamboo shoot spring 56 contacting the upper end of the stacked pellets does not shift from the center of the fuel pellet 50.
The bamboo shoot spring 56 is preferably made of a material such as Inconel or steel.

【００５８】次に上記第１の実施例の作用を説明する。
本実施例では燃料棒14の上部にばね室55を設けるが、最
小の長さですむように、小さな撓み量で大きな圧縮力が
得られる竹の子ばね56を、そして従来の設計で使用され
ているような、上部端栓46の下面と接する部分にばね力
のない熱障壁部材を介在させることなく竹の子ばね56の
細い径の端部を持っていくことにより、被覆管44と上部
端栓46の溶接時の共融を防止しつつ、最小のばね室55の
長さを実現できる。Next, the operation of the first embodiment will be described.
In this embodiment, the spring chamber 55 is provided on the upper portion of the fuel rod 14, but the bamboo shoot spring 56 that can obtain a large compressive force with a small amount of flexure so that the minimum length is required, and the one used in the conventional design. When welding the cladding tube 44 and the upper end plug 46 by bringing the end of the bamboo shoot spring 56 with a small diameter without interposing a heat barrier member having no spring force in the portion in contact with the lower surface of the upper end plug 46. It is possible to realize the minimum length of the spring chamber 55 while preventing the eutectic.

【００５９】図５に竹の子ばねとつる巻きコイルばねの
撓み量と圧縮力の特性曲線の比較を示す。竹の子ばねで
は撓みと荷重は最初比例関係にあるが、軸荷重が大きく
なると、底部の帯板から順次下に接着し、有効巻数が減
少するので、撓みの増加に対する荷重の増加量、すなわ
ちばね定数が急に大きくなり比較的小さい空間で大きな
荷重を受けることができる。これに対しつる巻ばねはば
ね定数が広い撓み量に対してほぼ一定であり、同じ荷重
に対して撓み量が大きくなる。FIG. 5 shows a comparison of the characteristic curves of the bending amount and the compressive force of the bamboo shoot spring and the spiral coil spring. In the bamboo shoot spring, the deflection and the load are initially in a proportional relationship, but when the axial load increases, the bottom strip is bonded to the bottom one by one, and the effective number of turns decreases, so the amount of increase in the load with respect to the increase in deflection, that is, the spring constant. Suddenly becomes large, and a large load can be received in a relatively small space. On the other hand, the spiral spring has a substantially constant spring constant for a wide bending amount, and the bending amount increases for the same load.

【００６０】次に本実施例の効果を説明する。本実施例
によればガスプレナム54を被覆管44の下部に配置し、ば
ね室55の長さを約10cm以下にできる限り短くすることに
よって、燃料集合体の軸方向の冷却材の流れによる摩擦
圧損が、従来設計では上部にのみ約30数cmの軸方向長さ
のガスプレナムを設けていた場合に比較して、二相流圧
損が約10％減り、その代りにその約１／３の大きさの単
相圧損に置き換わる。Next, the effect of this embodiment will be described. According to the present embodiment, the gas plenum 54 is arranged in the lower part of the cladding tube 44, and the length of the spring chamber 55 is made as short as possible to be about 10 cm or less so that the friction pressure loss due to the flow of the coolant in the axial direction of the fuel assembly is reduced. However, in the conventional design, the two-phase flow pressure loss is reduced by about 10% compared to the case where a gas plenum with an axial length of about 30 cm is provided only in the upper part, and instead, it is about 1/3 the size. Replaces the single-phase pressure loss of.

【００６１】この結果、燃料集合体の全体の圧損低減お
よび（二層圧損）／（単相圧損）の比も低減し、いずれ
も燃料集合体の核熱水力安定性（沸騰水型原子炉でいう
ところのチャンネル安定性、炉心安定性）を改善する方
向に働く効果がある。As a result, the overall pressure loss of the fuel assembly and the ratio of (two-layer pressure loss) / (single-phase pressure loss) are also reduced, and both are stable in nuclear thermal hydraulic power of the fuel assembly (boiling water reactor). The effect is to improve the channel stability and core stability).

【００６２】また、竹の子ばねの代りに従来のコイルス
プリングを使用すると巻線同士が接触する状態が最小の
ばね室の長さになり、竹の子ばねの場合より熱障壁を設
けたり、同一荷重を得るためには巻数が多く必要にな
り、ばね密着時の高さが大きいことから上部のばね室が
長くなる。When a conventional coil spring is used instead of the bamboo coil spring, the state where the windings contact each other is the minimum length of the spring chamber, and a thermal barrier is provided or the same load is obtained as in the case of the bamboo coil spring. Therefore, a large number of turns are required, and the height when the spring is in close contact is large, so that the upper spring chamber becomes long.

【００６３】図６は図１における燃料要素、つまり燃料
棒14の第２の例を示したものである。図６に示した燃料
棒14はばね室55の長さを最小にする構造であることから
生まれる課題を解決するためのものである。FIG. 6 shows a second example of the fuel element, that is, the fuel rod 14 in FIG. The fuel rod 14 shown in FIG. 6 is for solving the problem that arises from the structure that minimizes the length of the spring chamber 55.

【００６４】この第２の例では燃料ペレット50とばね室
55内に挿入する竹の子ばね56との間に、またはカラー80
と燃料ペレット50の間、またはカラー80の下にペレット
重積長調整材84を介在させたことにある。なお、図６で
は燃料ペレット50とばね室55内に挿入する竹の子ばね56
との間にペレット重積長調整材84を介在させる場合の例
のみ示している。In this second example, the fuel pellet 50 and the spring chamber are
55 with bamboo shoot spring 56 or collar 80
The pellet stack length adjusting member 84 is interposed between the fuel pellet 50 and the fuel pellet 50 or under the collar 80. In FIG. 6, a bamboo shoot spring 56 to be inserted into the fuel pellet 50 and the spring chamber 55.
Only the case where the pellet stacking length adjusting material 84 is interposed between and is shown.

【００６５】ペレット重積長調整材84は３〜５mm程度の
円筒形の構造でステンレス鋼（ＳＵＳ）製である。円筒
端部は荷重を受けやすいようにフランジ付きの底付き容
器の形とか両フランジ付き円筒形等形状はいろいろ考え
られるが、容易にプレス加工により実現できる。The pellet stacking length adjusting material 84 has a cylindrical structure of about 3 to 5 mm and is made of stainless steel (SUS). Various shapes such as a bottomed container with a flange and a cylindrical shape with both flanges are conceivable at the end of the cylinder so that it can easily receive a load, but it can be easily realized by pressing.

【００６６】これは燃料ペレット50は約１cm程度の円柱
状であるが、それを軸方向に積層すると燃料ペレット50
１個分以下の集積誤差を生じる。This is because the fuel pellet 50 has a cylindrical shape of about 1 cm.
An integration error of one or less occurs.

【００６７】従来のようにガスプレナムが上部にあり、
プレナムスプリングの長さが長い場合は圧縮力に大きな
差を生じないが、本実施例のようにばねの短い構造では
圧縮力の差が大きくなり、燃料を水平にして輸送中の燃
料ペレット50の滑動を防止するためのばね力に大きな差
を生じる。As in the conventional case, the gas plenum is at the top,
When the length of the plenum spring is long, a large difference in compression force does not occur, but in the structure with a short spring as in this embodiment, the difference in compression force is large, and the fuel is leveled and the fuel pellets 50 are being transported. There is a large difference in spring force to prevent slipping.

【００６８】公差を考慮して、ばねの長さを長めにして
設定すると最小ばね室の長さの場合に、燃料棒端栓と被
覆管とにかかる引っ張り力が大きくなり、被覆管と端栓
の溶接部にとって好ましくない。If the length of the spring is set to be long in consideration of the tolerance, the pulling force applied to the fuel rod end plug and the cladding tube becomes large when the length of the minimum spring chamber is large, and the cladding tube and the end plug are increased. Is not preferable for welded parts.

【００６９】そこで、３〜５mm程度のペレット重積長調
整材84を燃料ペレット50とばね室55内に挿入する竹の子
ばね56との間に、またはカラー80の上または下にペレッ
ト重積長調整材84を必要に応じて介在させることにより
ばね圧縮力を調整することができる。なお、ペレット重
積長調整材84を複数個組み合わせるか、または長さの異
なる複数種から選んで使用してもよい。Therefore, the pellet stacking length adjusting member 84 of about 3 to 5 mm is adjusted between the fuel pellet 50 and the bamboo shoot spring 56 inserted into the spring chamber 55, or above or below the collar 80. The spring compression force can be adjusted by interposing the material 84 as necessary. A plurality of pellet stack length adjusting materials 84 may be combined, or a plurality of types having different lengths may be selected and used.

【００７０】図７は図１における燃料部14の第３の例を
示している。この第３の例では、ばね室55内の竹の子ば
ねの代りにコイルスプリング57を使用している。この第
３の例によればコイルスプリング57の圧縮時に、密着時
軸方向長さが短縮するように巻径を変化させたもので、
このようにすることにより竹の子ばねよりは、ばね室55
の長さが長くなるが、従来よりもばね室55の長さを短く
できる。また、この例では、コイルスプリング57の上端
と上部端栓46の下面との間に熱障壁を構成するため、上
部端栓46の下面からくびれ部を介して下方に上部端栓下
面円盤47が突設している。FIG. 7 shows a third example of the fuel section 14 in FIG. In this third example, a coil spring 57 is used instead of the bamboo shoot spring in the spring chamber 55. According to the third example, when the coil spring 57 is compressed, the winding diameter is changed so as to shorten the axial length at the time of contact,
By doing this, the spring chamber 55
However, the length of the spring chamber 55 can be made shorter than in the conventional case. Further, in this example, since a thermal barrier is formed between the upper end of the coil spring 57 and the lower surface of the upper end plug 46, the upper end plug lower surface disk 47 is formed downward from the lower surface of the upper end plug 46 through the constricted portion. It is protruding.

【００７１】図８は第３の例に適用できるコイルスプリ
ングの形状例を示している。すなわち、図８中ａは鼓
形、ｂは樽形、ｃは円錐形の巻形状とし、圧縮された状
態では巻線が径方向に密着して高さが短くなっている。FIG. 8 shows an example of the shape of the coil spring applicable to the third example. That is, in FIG. 8, a has a drum shape, b has a barrel shape, and c has a conical winding shape. In the compressed state, the windings are closely attached in the radial direction and the height is shortened.

【００７２】図９は図１における第４の例を示してお
り、この例ではコイルスプリング57ａの上方に竹の子ば
ね56を組み合わせたもので、その作用効果は第１から第
３の例に準じている。以上、図３から図９の説明が請求
項１に該当する核燃料要素である。FIG. 9 shows a fourth example in FIG. 1. In this example, a bamboo spring 56 is combined above the coil spring 57a, and its action and effect are the same as those of the first to third examples. There is. The description of FIGS. 3 to 9 is the nuclear fuel element according to claim 1.

【００７３】次に、請求項２に該当する燃料集合体の実
施例を説明する。本発明の燃料集合体は、図１および図
２に示した次のような構成で、燃料棒は請求項１に該当
するものである。すなわち、複数個の燃料ペレットを被
覆管内に充填し両端部を端栓で密封してなる複数本の燃
料要素を格子状に束ね、軸方向に複数個間隔をおいて配
設したスペーサにより燃料棒を横方向に間隔を保持し、
上下タイプレートで燃料束を結束し、この燃料束を囲繞
して冷却材流路を構成する角筒状のチャンネルボックス
とを具備する。Next, an embodiment of the fuel assembly according to claim 2 will be described. The fuel assembly of the present invention has the following structure shown in FIGS. 1 and 2, and the fuel rod corresponds to claim 1. That is, a plurality of fuel pellets, each of which is filled with a plurality of fuel pellets in a cladding tube and sealed at both ends with end plugs, are bundled in a lattice shape, and a fuel rod is provided by spacers arranged at intervals in the axial direction. Hold the space horizontally,
The fuel cell is provided with an upper and lower tie plates for bundling the fuel bundles, and a rectangular channel-shaped channel box surrounding the fuel bundles to form a coolant flow path.

【００７４】前記被覆管内で一端が前記上部端栓に接
し、この燃料ペレットを押圧しているばねと、前記燃料
ペレットが積層された下方に燃料ペレットの重量を支え
て、かつ核***生成ガス溜を構成するカラーとからなる
複数本の核燃料要素からスペーサにより結束されて燃料
束が構成されている。One end of the cladding tube is in contact with the upper end plug and presses the fuel pellets, and the weight of the fuel pellets is supported below the stacked fuel pellets. A fuel bundle is formed by bundling a plurality of nuclear fuel elements including the constituent collars with a spacer.

【００７５】前記被覆管および上部端栓と、燃料ペレッ
ト重積上端との間に形成されるばね室の長さは15cm以下
である。前記スペーサの軸方向配置において燃料有効部
の最上段に配されるスペーサ下面の位置は燃料有効部の
上端から約15cmである。燃料有効部の上から２段目のス
ペーサの下端面は最上段のスペーサの下端面からさらに
約30〜51cmである。燃料有効部の上から３段目のスペー
サの下端面は上から２段目のスペーサの下端面からさら
に約30〜51cmの位置にある。さらに下段のスペーサはそ
れぞれ約51cm以下の下端面同士の間隔で配置する。The length of the spring chamber formed between the cladding tube and the upper end plug and the upper end of the fuel pellet stack is 15 cm or less. In the axial arrangement of the spacers, the position of the lower surface of the spacer disposed on the uppermost stage of the fuel effective portion is about 15 cm from the upper end of the fuel effective portion. The lower end surface of the second spacer from the top of the fuel effective portion is about 30 to 51 cm further from the lower end surface of the uppermost spacer. The lower end surface of the third spacer from the top of the fuel effective portion is located approximately 30 to 51 cm further from the lower end surface of the second spacer from the top. Furthermore, the spacers in the lower row are arranged at intervals of lower end surfaces of about 51 cm or less.

【００７６】ガスプレナムを燃料要素の下部に移動し、
上部のばね室をできるだけ短くする場合、燃料棒全長長
さに対する燃料ペレットを充填された燃料有効部の位置
が、従来の燃料棒より例えば約20cm上方に移動したこと
になり、それに応じてスペーサの軸方向配置位置も少な
くとも平行に約20cm上方に移動する。Move the gas plenum to the bottom of the fuel element,
If the upper spring chamber is made as short as possible, the position of the fuel effective portion filled with fuel pellets with respect to the entire length of the fuel rod has moved, for example, about 20 cm above the conventional fuel rod, and accordingly the spacer The axial position also moves about 20 cm upwards at least in parallel.

【００７７】この作用を図10および図11を使って説明す
る。図10は燃料棒上部にガスプレナムを有する燃料集合
体“Ａ”と、燃料棒下部にガスプレナムを有する燃料集
合体“Ｂ”の限界出力余裕の比較である。左側に各燃料
集合体の燃料棒の構成（燃料有効部（燃料ペレット充填
区間）の位置とガスプレナム、ばね室の位置）とスペー
サ軸方向位置（図中SP１〜SP７で示す）を示す。中央に
軸方向出力分布（ここでは簡単のためコサイン分布を例
にとる）、右側に限界出力に対する軸方向における余裕
を示す。This operation will be described with reference to FIGS. 10 and 11. FIG. 10 is a comparison of the limit output margins of a fuel assembly “A” having a gas plenum above the fuel rod and a fuel assembly “B” having a gas plenum below the fuel rod. The left side shows the configuration of the fuel rods of each fuel assembly (the position of the fuel effective portion (fuel pellet filling section), the gas plenum, the position of the spring chamber) and the spacer axial position (indicated by SP1 to SP7 in the figure). The axial output distribution (here, a cosine distribution is taken as an example for simplicity) is shown in the center, and the margin in the axial direction with respect to the limit output is shown on the right side.

【００７８】ここで従来燃料集合体“Ａ”のスペーサは
燃料棒の全体長さに対して約51cmの間隔をもって燃料棒
軸方向長さの中央に（上下端のスペーサが上下のいずれ
の方向にも片寄らないで）配されており、両者の燃料集
合体に対して同じ軸方向位置である。Here, the spacer of the conventional fuel assembly "A" is located at the center of the axial length of the fuel rod with an interval of about 51 cm with respect to the entire length of the fuel rod (the spacers at the upper and lower ends are in either the vertical direction or the vertical direction). (Not to be biased), and they are at the same axial position with respect to both fuel assemblies.

【００７９】燃料集合体“Ａ”では燃料有効部上端から
約15cm下方に最上段のスペーサの下端面がくるようにな
っている。これに対し、燃料集合体“Ｂ”では燃料有効
部上端からから35cm下方に最上段のスペーサの下端面が
くるようになっている。In the fuel assembly "A", the lower end surface of the uppermost spacer is located about 15 cm below the upper end of the effective fuel portion. On the other hand, in the fuel assembly "B", the lower end surface of the uppermost spacer is located 35 cm below the upper end of the effective fuel portion.

【００８０】ところで、燃料集合体のチャンネルの内部
冷却材流路では燃料棒周囲の冷却水が燃料棒表面から熱
を奪って、単相流から二相流に移り、燃料棒表面には液
膜、燃料棒間の冷却材流路の中央では蒸気相が多くその
中に液滴が混じる環状流の状態を呈する。By the way, in the internal coolant passage of the channel of the fuel assembly, the cooling water around the fuel rods removes heat from the surface of the fuel rods and shifts from the single-phase flow to the two-phase flow. , At the center of the coolant flow path between the fuel rods, there is a large amount of vapor phase, and droplets are mixed in the vapor phase to form an annular flow state.

【００８１】スペーサは限界出力の面から見ると、前記
二相流区間の燃料棒表面の液膜が燃料棒からの除熱のた
め軸方向に沿って、上方に行くにしたがって薄くなり、
ついには液膜がなくなり燃料棒表面の除熱状態が核沸騰
から膜沸騰または遷移沸騰に変わる。In view of the limit output of the spacer, the liquid film on the surface of the fuel rod in the two-phase flow section becomes thinner along the axial direction in order to remove heat from the fuel rod.
Finally, the liquid film disappears and the heat removal state of the fuel rod surface changes from nucleate boiling to film boiling or transition boiling.

【００８２】これによって、燃料集合体の限界出力が決
まることに対し、燃料棒間の冷却材流路の流れを乱し
て、液滴を燃料棒表面に向かわせ、燃料棒表面の液膜を
再び厚くして限界出力余裕を大きく戻す効果がある。As a result, the limit output of the fuel assembly is determined. On the other hand, the flow of the coolant passage between the fuel rods is disturbed so that the liquid droplets are directed to the surface of the fuel rod, and the liquid film on the surface of the fuel rod is formed. It has the effect of thickening it again and greatly returning the marginal output margin.

【００８３】しかし、最近のスペーサの効果試験の結果
を解釈すると、スペーサの下面では局所的にスペーサに
より流れが乱されることにより液膜が逆に薄くなり限界
出力余裕が小さくなる。この部分の限界出力低下効果
は、軸方向のスペーサ間距離の間に一旦スペーサ通過後
に復旧した液膜厚さが除熱により薄くなることにより限
界出力余裕の低下より大きいと考えられる。However, when interpreting the results of the recent spacer effect test, the liquid film is thinned conversely on the lower surface of the spacer because the flow is locally disturbed by the spacer, and the marginal output margin is reduced. It is considered that the limiting output reduction effect of this portion is larger than the reduction of the limiting output margin because the liquid film thickness once restored after passing through the spacers in the axial distance between the spacers is thinned by heat removal.

【００８４】その結果、例えば燃料有効部最上段のスペ
ーサ下面近傍で遷移沸騰が始まると、さらに燃料集合体
の出力を増大した場合、遷移沸騰点は上から２番目のス
ペーサの下面にジャンプする。As a result, for example, when the transition boiling starts near the lower surface of the uppermost spacer of the effective fuel section and the output of the fuel assembly is further increased, the transition boiling point jumps to the lower surface of the second spacer from the top.

【００８５】このようなスペーサの限界出力への効果特
性から、燃料棒下端から同じ距離における燃料集合体
“Ｂ”の燃料棒表面の液膜と燃料集合体“Ａ”の燃料棒
表面の液膜の厚さを比較するすると燃料集合体“Ｂ”の
方がより厚いにもかかわらず、同一スペーサ位置で限界
出力が決まる。図10の最右翼の図が限界出力余裕を示す
が曲線より右側ほど余裕が小さいことを示す。From the characteristics of the effect of the spacer on the limit output, the liquid film on the surface of the fuel rod of the fuel assembly "B" and the liquid film on the surface of the fuel rod of the fuel assembly "A" at the same distance from the lower end of the fuel rod. When the thickness of the fuel assembly is compared with that of the fuel assembly "B", the limit output is determined at the same spacer position. The rightmost wing in Fig. 10 shows the marginal output margin, but the margin is smaller on the right side of the curve.

【００８６】この結果から燃料集合体“Ｂ”は燃料集合
体“Ａ”よりも沸騰開始点から遷移沸騰を始めるスペー
サまでの距離（限界出力を決める沸騰長さとここでは呼
ぶ）が小さい。From this result, the fuel assembly "B" has a smaller distance (hereinafter referred to as a boiling length which determines the limit output) from the boiling start point to the spacer at which transition boiling starts than the fuel assembly "A".

【００８７】限界出力を決める沸騰長さは燃料集合体の
出力に応じて決まるので、燃料集合体“Ｂ”の限界出力
が小さいことを意味する。これは燃料棒のガスプレナム
を下部に移動させた場合の問題点である。Since the boiling length that determines the limit output is determined according to the output of the fuel assembly, it means that the limit output of the fuel assembly "B" is small. This is a problem when the gas plenum of the fuel rod is moved to the lower part.

【００８８】これに対して、本発明の第１の実施例であ
る燃料集合体“Ｃ”の作用を図11に示す。ガスプレナム
を燃料棒有効部の下方に設けた場合の燃料有効部最上段
のスペーサ位置を、燃料有効部の上端から約15cm、その
下のスペーサは約51cmの間隔で設置することにより、燃
料の沸騰開始点から、限界出力余裕の小さい最上段また
は上段から２番目のスペーサの下端部までの軸方向位置
が従来と同じに保たれ、限界出力の低下が防止できる。On the other hand, FIG. 11 shows the operation of the fuel assembly "C" which is the first embodiment of the present invention. When the gas plenum is installed below the effective part of the fuel rod, the uppermost spacer position of the effective fuel part is installed about 15 cm from the upper end of the effective fuel part, and the spacers below it are installed at intervals of about 51 cm to boil the fuel. The axial position from the starting point to the lower end of the second uppermost spacer or the uppermost spacer having a small marginal output margin is kept the same as in the conventional case, and the reduction of the marginal output can be prevented.

【００８９】また、最近の燃料集合体の軸方向濃縮度設
計は燃料有効部の上下端に約15cmの天然ウランまたは劣
化ウランのブランケット領域を有しているので、この領
域の出力は低く、燃料スペーサによる液膜の改善効果は
この領域に対しては不要である。Further, since the recent axial enrichment design of the fuel assembly has a blanket region of natural uranium or depleted uranium of about 15 cm at the upper and lower ends of the fuel effective portion, the output of this region is low, and The effect of improving the liquid film by the spacer is not necessary for this region.

【００９０】燃料集合体有効部に設けられたスペーサの
うち、最上段のスペーサは燃料有効部上端から15cm下方
にスペーサの下端が位置するように配することは、この
部分から上方での出力が低いので、この最上段スペーサ
下面位置近傍でのスペーサによる液膜低下によるBT（沸
騰遷移）発生が少なくなる。Of the spacers provided in the effective part of the fuel assembly, the uppermost spacer is arranged so that the lower end of the spacer is located 15 cm below the upper end of the effective part of the fuel, so that the output above this part is high. Since it is low, the occurrence of BT (boiling transition) due to the liquid film lowering due to the spacer near the lower surface position of the uppermost spacer is reduced.

【００９１】このことから燃料有効部最上段のスペーサ
位置をスペーサ下面で燃料有効部上端から15cm以下に選
ぶことが望ましい。From this, it is desirable to select the spacer position at the uppermost stage of the fuel effective portion to be 15 cm or less from the upper end of the fuel effective portion on the spacer lower surface.

【００９２】また、本発明の実施例の変形例として、燃
料有効部の最上段、２段目、３段目のスペーサの位置を
燃料集合体の有効部上端から約15cm、約45cm、約75cmと
し、それより下方のスペーサは約40〜51cmの間隔とする
例を図12，図13を使って説明する。Further, as a modified example of the embodiment of the present invention, the positions of the uppermost, second and third spacers of the fuel effective portion are located about 15 cm, about 45 cm and about 75 cm from the upper end of the effective portion of the fuel assembly. An example in which the spacers below that are spaced apart by about 40 to 51 cm will be described with reference to FIGS. 12 and 13.

【００９３】一般に最近のＢＷＲ燃料集合体における限
界出力は燃料有効部最上段または上から２段目のスペー
サ下面近傍でBTする状態で決まる。これは燃料スペーサ
による下面位置での、燃料棒表面の液膜はぎ取り効果
と、さらにその下段のスペーサによる液滴付着、膜厚増
加効果およびその間の区間における膜厚低下とのバラン
スで最上段または２段目のスペーサ下面におけるBTが発
生する。Generally, the limit output of a recent BWR fuel assembly is determined by the state of BT near the uppermost stage of the effective fuel section or the spacer lower surface of the second stage from the top. This is due to the balance between the liquid film stripping effect on the surface of the fuel rod at the lower surface position by the fuel spacer, the droplet adhesion by the spacer at the lower stage, the film thickness increasing effect, and the film thickness reduction in the interval between them. BT is generated on the lower surface of the spacer of the step.

【００９４】したがって、下段のスペーサ通過後の燃料
棒表面の液膜厚さが厚いほど、またスペーサ間の液膜低
下が少ないほど、つまりスペーサ間隔が小さいほど、さ
らにスペーサ下面における液膜はぎ取り効果が小さいほ
ど改善される。Therefore, the thicker the liquid film thickness on the fuel rod surface after passing through the lower spacers, and the smaller the liquid film drop between the spacers, that is, the smaller the spacer spacing, the more the liquid film stripping effect on the lower surface of the spacers. The smaller, the better.

【００９５】さらに、これまでのスペーサ下面と限界出
力との関係を調べた実験結果から、図13に示すようにス
ペーサ間隔が約50cm以上になると限界出力への効果は感
度が小さいことが示されている。Further, from the experimental results of the relationship between the lower surface of the spacer and the limit output so far, as shown in FIG. 13, it is shown that the effect on the limit output is small when the spacer interval is about 50 cm or more. ing.

【００９６】これは下段スペーサによる液膜増加効果と
その上のスペーサまでの区間で液膜厚さが低下すること
がほぼバランスして、当該スペーサによる液膜はぎ取り
効果によってBTが生じてしまうので、スペーサが限界出
力改善にあまり大きな寄与をしなくなっている領域であ
ることを示している。This is because the effect of increasing the liquid film by the lower spacer and the decrease of the liquid film in the area up to the spacer are almost balanced, and BT is caused by the effect of removing the liquid film by the spacer. This shows that the spacer is a region in which it does not make a significant contribution to the improvement of the limit output.

【００９７】このような領域では液膜はぎ取り効果を格
段に小さくすることが、限界出力の改善になるが、最近
のいろいろな形状のスペーサによる効果実験ではほぼ限
界に近く、大きな改善が期待できなくなってきている。In such a region, the liquid film stripping effect is remarkably reduced to improve the limit output. However, recent effect experiments using spacers of various shapes are almost at the limit, and a large improvement cannot be expected. Is coming.

【００９８】そのような状況において、燃料棒下部にガ
スプレナムを移動し、燃料集合体の燃料有効部が上方に
従来よりも約15〜20cm移動した場合、燃料集合体のスペ
ーサ配置として、スペーサ数増加による炉心の圧損増加
を抑制して限界出力を向上する対策としては、先の実施
例の変形として燃料有効部の上端から少なくとも約75cm
の区間に上記のような間隔でスペーサを３個配し、他の
下段のスペーサは大きくとも約51cm以下の間隔で設定す
ることが最適である。In such a situation, when the gas plenum is moved to the lower portion of the fuel rod and the effective fuel portion of the fuel assembly is moved upward by about 15 to 20 cm, the number of spacers is increased as the spacer arrangement of the fuel assembly. As a measure for suppressing the increase in core pressure loss due to the above and improving the limit power, as a modification of the previous embodiment, at least about 75 cm from the upper end of the effective fuel section.
It is optimal to arrange the three spacers in the above section at the above intervals and set the other lower spacers at an interval of at most about 51 cm or less.

【００９９】この結果、図12の燃料集合体“Ｄ”の軸方
向限界出力余裕に示すように、燃料有効部の上部75cmの
範囲における限界出力の余裕が第１の実施例である燃料
集合体“Ｃ”より向上し、かつ圧損増加に働く燃料スペ
ーサの個数増加は１個で留まる。As a result, as shown in the axial limit output margin of the fuel assembly "D" in FIG. 12, the margin of the limit output in the upper 75 cm of the fuel effective portion is the fuel assembly of the first embodiment. The number of fuel spacers, which is improved from “C” and which works to increase the pressure loss, is limited to one.

【０１００】なお、実施例１，２における最下段のスペ
ーサは下部タイプレートより上方への位置が従来燃料集
合体よりも高くなるが、この部位は限界出力に対しては
大きな余裕があり、燃料棒またはウォータロッドの流体
水力振動の点からも問題はない。The lowermost spacers in Examples 1 and 2 have a higher position above the lower tie plate than the conventional fuel assembly, but this part has a large margin for the limit output, There is no problem in terms of fluid hydraulic vibration of the rod or water rod.

【０１０１】次に、図14，図15を参照して本発明の請求
項３に該当する実施例を説明する。本実施例の炉心は制
御棒の挿入引き抜きストロークの全引き抜き状態におい
て、制御棒の有効部（中性子吸収物質充填区間）上端
が、燃料集合体の有効部下端と同じ位置または５cm以下
のレベル差で下側にあり、燃料要素内のガスプレナムを
燃料ペレット重積の下方に設け、ペレットを積層した上
方のばね室長さが15cm以下の長さの燃料要素を用いた燃
料集合体を装荷した炉心である。Next, an embodiment corresponding to claim 3 of the present invention will be described with reference to FIGS. In the core of this example, the upper end of the effective portion (neutron absorbing material filled section) of the control rod is at the same position as the lower end of the effective portion of the fuel assembly or at a level difference of 5 cm or less in the fully extracted state of the insertion / extraction stroke of the control rod. A core equipped with a fuel assembly using a fuel element that is located on the lower side and has a gas plenum inside the fuel element below the stack of fuel pellets, and the upper spring chamber where the pellets are stacked has a length of 15 cm or less. .

【０１０２】これは、図15に示す制御棒６の下部スカー
ト123 を従来より約15〜20cm長くすることにより実現で
きる。なお、図15において、符号 115はハンドル、 116
はガイドローラ、 117は制御棒翼、 118はポイズンチュ
ーブ、 119は中央構造材、 120は取り外しハンドル、 1
21はスピードリミッタ、 122はカップリングソケット、
123は下部スカートをそれぞれ示している。This can be realized by making the lower skirt 123 of the control rod 6 shown in FIG. 15 longer than the conventional one by about 15 to 20 cm. In FIG. 15, reference numeral 115 denotes a handle, 116
Is a guide roller, 117 is a control rod wing, 118 is a poison tube, 119 is a central structural member, 120 is a removal handle, 1
21 is a speed limiter, 122 is a coupling socket,
Reference numerals 123 denote lower skirts, respectively.

【０１０３】従来の制御棒では燃料集合体の燃料有効部
が従来よりも約15〜20cm上方に移動したことにともなっ
て、制御棒の全ストローク挿入状態においても燃料集合
体の燃料有効部上端の制御部でコントロールできない領
域が約15〜20cm増加する。炉停止余裕は、制御棒で制御
できない燃料有効部上部の領域が増加すると図16に示し
たように炉停止余裕が悪化するのが本実施例の炉心では
防止できる。In the conventional control rod, the fuel effective portion of the fuel assembly moves about 15 to 20 cm higher than that of the conventional one, and therefore the upper end of the fuel effective portion of the fuel assembly remains in the full-stroke insertion state of the control rod. The area that cannot be controlled by the controller increases by about 15 to 20 cm. Regarding the reactor shutdown margin, the core of this embodiment can prevent the reactor shutdown margin from being deteriorated as shown in FIG. 16 when the area above the fuel effective portion that cannot be controlled by the control rod is increased.

【０１０４】図16中、曲線ａは軸方向ブランケットのな
い燃料の場合、曲線ｂは軸方向ブランケットのある燃料
の場合を示す。図16により制御されない領域が５cm以下
であれば炉停止余裕への影響は小さいことが明らかであ
る。In FIG. 16, curve a shows the case of fuel without an axial blanket, and curve b shows the case of fuel with an axial blanket. It is clear from Fig. 16 that the effect on the reactor shutdown margin is small if the uncontrolled area is 5 cm or less.

【０１０５】この実施例を実施する他の方法としては、
制御棒のストローク長を長くするか、または燃料集合体
の下部タイプレートの高さを約15cm下げる等、他の方法
によって全挿入状態でも位置関係を従来と同等にするこ
とが考えられる。Another way to implement this embodiment is as follows:
It is conceivable to make the positional relationship equivalent to the conventional one even in the fully inserted state by other methods such as increasing the stroke length of the control rod or lowering the height of the lower tie plate of the fuel assembly by about 15 cm.

【０１０６】次に、図17から図19により本発明に係る第
４の実施例を説明する。本実施例は第１から第３の実施
例に係る燃料要素、燃料集合体および炉心で構成した原
子炉の運転方法に関するものである。Next, a fourth embodiment according to the present invention will be described with reference to FIGS. This embodiment relates to a method of operating a nuclear reactor composed of fuel elements, fuel assemblies and a core according to the first to third embodiments.

【０１０７】本実施例は原子炉出力運転中に、予め決め
られた特定の制御棒を制御棒の有効部上端が燃料集合体
の有効部下端と同じ位置、または５cm以下のレベル差で
下側にある位置まで挿入した状態で運転することを特徴
とする。In the present embodiment, during the reactor power output operation, the predetermined specific control rod is placed at the same position as the upper end of the effective portion of the control rod is at the same position as the lower end of the effective portion of the fuel assembly or at a level difference of 5 cm or less. It is characterized in that it is operated in a state where it is inserted up to a position.

【０１０８】つまり、ガスプレナムを燃料ペレットの下
方に設け、燃料ペレット上方のばね室の長さが15cm以下
の燃料棒を用いて燃料集合体を構成し、この燃料集合体
を炉心に装荷した原子炉の運転方法である。That is, a gas plenum is provided below the fuel pellets, a fuel rod is formed by using a fuel rod having a spring chamber above the fuel pellets having a length of 15 cm or less, and the reactor is loaded with this fuel assembly in the core. Is the driving method.

【０１０９】制御棒の有効部を上方に従来よりも少なく
とも15cm以上上方に移動することが何らかの理由ででき
ない場合、炉停止余裕の改善は軸方向の核設計および燃
料集合体の構造で対処するとして、スクラム特性を改善
するため、一部の少数の制御棒のみ制御棒有効部の上端
を燃料集合体有効部の下端近傍に位置するよう挿入する
ことによりスクラム曲線の立ち上がり特性を劣化するこ
とはない。If for some reason it is not possible to move the effective portion of the control rod upward by at least 15 cm or more from the conventional one, improvement of the reactor shutdown margin is considered to be dealt with by the axial nuclear design and the structure of the fuel assembly. In order to improve the scrum characteristics, by inserting only a small number of control rods so that the upper ends of the control rod effective parts are located near the lower ends of the fuel assembly effective parts, the rising characteristics of the scrum curve are not deteriorated. .

【０１１０】図17に本実施例における炉心の余剰反応度
補償制御、炉内出力分布制御のため炉心に挿入されてい
る制御棒を除いて、炉心から下方に引き抜かれている制
御棒の先端位置を示す。FIG. 17 shows the tip positions of the control rods pulled downward from the core except for the control rods inserted in the core for the excess reactivity compensation control of the core and the power distribution control in the core in this embodiment. Indicates.

【０１１１】図18に炉心１の平面図を示す。十字形の制
御棒を囲むように４体の燃料集合体10を配して構成され
ている（図中燃料集合体は一部を除いて省略）。FIG. 18 shows a plan view of the core 1. It is configured by arranging four fuel assemblies 10 so as to surround a cross-shaped control rod (a fuel assembly is omitted in the figure except a part).

【０１１２】図18の炉心１の平面図の例で示すように16
〜32程度の制御棒を図17（ｂ）の状態に挿入する。これ
により図19のスクラム特性曲線ｂのようにスクラム初期
の反応度の挿入が図17（ａ）の状態の制御棒ばかりの炉
心状態のスクラム曲線ａよりも大幅に改善される。As shown in the example of the plan view of the core 1 in FIG.
Insert about 32 control rods into the state shown in FIG. 17 (b). As a result, as shown in the scrum characteristic curve b in FIG. 19, the insertion of the reactivity in the initial stage of scrum is significantly improved as compared with the scrum curve a in the core state of the control rods in the state of FIG. 17 (a).

【０１１３】また、本実施例により、燃料有効部下端の
制御棒先端の位置効果による中性子吸収から生じる燃料
の燃え残りを低減できる。なお、この観点からは炉心の
制御棒を運転中一定期間毎に図17の制御棒（ａ），
（ｂ）の状態を変更入れ換えることにより、スクラム曲
線の悪化防止と燃料下部燃え残り低減を同時に図ること
ができる。Further, according to this embodiment, the unburned residue of the fuel caused by the neutron absorption due to the position effect of the control rod tip at the lower end of the fuel effective portion can be reduced. From this point of view, the control rods of the core (a) in FIG.
By changing and changing the state of (b), it is possible to prevent deterioration of the scrum curve and reduce unburned residue under the fuel at the same time.

【０１１４】さらに、プロセスコンピュータで監視して
いる炉心の制御棒パターンチェック機能として、所定の
本数以上の制御棒が常に出力運転中図17（ｂ）の挿入状
態にあることを自動チェックして、この規定から外れた
場合は警報を出して運転員に知らせるソフトを組み合わ
せることも考えられる。Further, as a core control rod pattern check function monitored by the process computer, it is automatically checked that a predetermined number or more of control rods are always in the output state during output operation, It is conceivable to combine the software that gives an alarm and informs the operator when it is out of this rule.

【０１１５】[0115]

【発明の効果】本発明によれば次に述べる効果がある。 (1) ばね室の長さが最小で燃料集合体圧損の小さい燃料
集合体を提供でき、安定性が改善される。 (2) 燃料の沸騰開始点から、限界出力余裕の小さい燃料
有効部の最上段または上段から２番目のスペーサの下端
部までの軸方向位置が従来燃料集合体と同じに保たれ、
限界出力の低下が防止でき、また、さらに改善できる。The present invention has the following effects. (1) It is possible to provide a fuel assembly having a minimum spring chamber length and a small fuel assembly pressure loss, and stability is improved. (2) The axial position from the boiling start point of the fuel to the lower end of the second uppermost spacer or the second uppermost spacer of the fuel effective portion having a small margin of output power is kept the same as that of the conventional fuel assembly,
It is possible to prevent a decrease in the limit output and further improve it.

【０１１６】(3) 燃料要素の下部のガスプレナムを設け
て、燃料有効部が従来よりも少なくとも15cm以上上方に
移動する場合の、炉停止余裕に対する性能劣化が防止で
きる。(3) By providing a gas plenum below the fuel element, it is possible to prevent performance deterioration with respect to the reactor shutdown margin when the fuel effective portion moves upward by at least 15 cm or more from the conventional case.

【０１１７】(4) 制御棒の有効部を上方に従来よりも少
なくとも15cm以上上方に移動することが何らかの理由で
できない場合、炉停止余裕の改善は軸方向の核設計およ
び燃料集合体の構造で対処するとして、スクラム曲線の
立ち上がり特性の劣化が防止できる。(4) If for some reason it is not possible to move the effective portion of the control rod upward by at least 15 cm or more from the conventional one, the reactor shutdown margin can be improved by the axial nuclear design and the structure of the fuel assembly. As a countermeasure, deterioration of the rising characteristic of the scrum curve can be prevented.

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

【図１】本発明に係る燃料集合体の第１の実施例を一部
破断面で示す鳥瞰図。FIG. 1 is a bird's-eye view showing a first embodiment of a fuel assembly according to the present invention in a partially broken section.

【図２】図１における燃料集合体を示す縦断面図。FIG. 2 is a vertical sectional view showing a fuel assembly in FIG.

【図３】図１における燃料要素の第１の例を示す縦断面
図。FIG. 3 is a vertical cross-sectional view showing a first example of the fuel element in FIG.

【図４】図３における燃料要素の他の例を示す縦断面
図。FIG. 4 is a vertical cross-sectional view showing another example of the fuel element in FIG.

【図５】本発明で使用する竹の子ばねとコイルスプリン
グの二重−たわみ曲線図。FIG. 5 is a double-deflection curve diagram of a bamboo shoot spring and a coil spring used in the present invention.

【図６】図１における燃料要素の第２の例を示す縦断面
図。FIG. 6 is a vertical sectional view showing a second example of the fuel element in FIG.

【図７】図１における燃料要素の第３の例を示す縦断面
図。7 is a vertical cross-sectional view showing a third example of the fuel element in FIG.

【図８】図７における第３の例に適用されるコイルスプ
リングを示す側面図。8 is a side view showing a coil spring applied to the third example in FIG. 7. FIG.

【図９】図１における燃料要素の第４の例を示す縦断面
図。9 is a vertical cross-sectional view showing a fourth example of the fuel element in FIG.

【図１０】本発明に係る燃料集合体の第２の実施例を説
明するための従来技術および限界出力分布を比較して示
す比較図。FIG. 10 is a comparative diagram showing the comparison of the prior art and the limiting power distribution for explaining the second embodiment of the fuel assembly according to the present invention.

【図１１】本発明に係る燃料集合体の第２の実施例のス
ペーサ配置効果を説明するための図。FIG. 11 is a diagram for explaining the spacer arrangement effect of the second embodiment of the fuel assembly according to the present invention.

【図１２】本発明に係る燃料集合体の第２の実施例にお
けるスペーサ配置とその効果を説明するための図。FIG. 12 is a view for explaining the spacer arrangement and its effect in the second embodiment of the fuel assembly according to the present invention.

【図１３】限界出力とスペーサ間隔との関係を示す実験
評価図。FIG. 13 is an experimental evaluation diagram showing the relationship between the limit output and the spacer spacing.

【図１４】本発明に係る第３の実施例の炉心における制
御棒と燃料集合体のそれぞれの有効部の位置関係を従来
例と比較して示す比較図。FIG. 14 is a comparative diagram showing a positional relationship between effective portions of a control rod and a fuel assembly in a core of a third embodiment according to the present invention in comparison with a conventional example.

【図１５】本発明に係る第３および第４の実施例に使用
される制御棒を示す斜視図。FIG. 15 is a perspective view showing control rods used in the third and fourth embodiments of the present invention.

【図１６】本発明の第３の実施例における炉停止余裕の
劣化改善状態を示す特性図。FIG. 16 is a characteristic diagram showing a state in which deterioration of a reactor shutdown margin is improved in a third embodiment of the present invention.

【図１７】本発明の第４の実施例における制御棒全引き
抜き状態を説明する概念図。FIG. 17 is a conceptual diagram for explaining a control rod fully withdrawn state in a fourth embodiment of the present invention.

【図１８】本発明の第４の実施例における炉心平面制御
棒運用例を示す平面図。FIG. 18 is a plan view showing an operation example of a core plane control rod in the fourth example of the present invention.

【図１９】本発明の第４の実施例におけるスクラム反応
度を示す曲線図。FIG. 19 is a curve diagram showing the scrum reactivity in the fourth example of the present invention.

【符号の説明】 １…炉心、６…制御棒、10…燃料集合体、12…チャンネ
ル、14…燃料棒、14ａ…部分長燃料棒、15…ウォータロ
ッド、16…下部タイプレート、18…上部タイプレート、
20…スペーサ、21…下部タイプレート燃料棒支持部、2
2，25…燃料棒支持孔、23，26…冷却水開口、24…上部
タイプレート燃料棒支持部、27…開口、31…圧縮ばね、
34…把手、43…上部端栓延長部、44…被覆管、46…上部
端栓、47…上部端栓下面円盤、48…下部端栓、50…燃料
ペレット、54…ガスプレナム、55…ばね室、56…竹の子
ばね、57，57ａ…コイルスプリング、58…偏平円盤、80
…カラー、84…ペレット重積長調整材、 115…ハンド
ル、 116…ガイドローラー、 117…制御棒翼、 118…ポ
イズンチューブ、 119…中央構造材、 120…取り外しハ
ンドル、 121…スピードリミッタ、 122…カップリング
ソケット、 123…下部スカート。[Explanation of Codes] 1 ... Core, 6 ... Control rod, 10 ... Fuel assembly, 12 ... Channel, 14 ... Fuel rod, 14a ... Partial length fuel rod, 15 ... Water rod, 16 ... Lower tie plate, 18 ... Upper portion Tie plate,
20 ... Spacer, 21 ... Lower tie plate fuel rod support, 2
2, 25 ... Fuel rod support hole, 23, 26 ... Cooling water opening, 24 ... Upper tie plate fuel rod support portion, 27 ... Opening, 31 ... Compression spring,
34 ... Handle, 43 ... Upper end plug extension, 44 ... Cladding tube, 46 ... Upper end plug, 47 ... Upper end plug lower surface disk, 48 ... Lower end plug, 50 ... Fuel pellet, 54 ... Gas plenum, 55 ... Spring chamber , 56 ... Takenoko spring, 57, 57a ... Coil spring, 58 ... Flat disk, 80
… Color, 84… Pellet stacking length adjustment material, 115… Handle, 116… Guide roller, 117… Control blade, 118… Poison tube, 119… Central structural material, 120… Removal handle, 121… Speed limiter, 122… Coupling socket, 123… bottom skirt.

Claims (3)

【特許請求の範囲】[Claims] 【請求項１】 上下両端が端栓により密封された被覆管
と、この被覆管内に充填された燃料ペレットと、前記被
覆管内で一端が前記上部端栓に接し前記燃料ペレットを
押圧しているばねと、前記充填された燃料ペレットの下
方に燃料ペレットの重量を支えて、かつ核***生成ガス
溜を構成するカラーとからなる核燃料要素において、前
記被覆管および上部端栓と、前記充填された燃料ペレッ
トの上端との間に形成されるばね室の長さを10cm以下と
し、かつ、前記ばね室内に前記上部端栓の下面中心と接
触する竹の子ばねを挿入してなることを特徴とする核燃
料要素。1. A cladding tube whose upper and lower ends are sealed by end plugs, fuel pellets filled in the cladding tube, and one end in the cladding tube that is in contact with the upper end plug and presses the fuel pellets. And a collar which supports the weight of the fuel pellet below the filled fuel pellet and constitutes a fission product gas reservoir, wherein the cladding tube and the upper end plug, and the filled fuel pellet A nuclear fuel element, characterized in that a length of a spring chamber formed between the upper end of the upper end plug and a lower end of the upper end plug is 10 cm or less, and a bamboo shoot spring which is in contact with the lower surface center of the upper end plug is inserted into the spring chamber. 【請求項２】 複数個の燃料ペレットを被覆管内に充填
し両端部を端栓で密封してなる複数本の燃料要素を格子
状に束ね、軸方向に複数個間隔をおいて配設したスペー
サにより前記燃料要素を横方向に間隔を保持して上下タ
イプレートで燃料束を結束し、この燃料束を角筒状チャ
ンネルボックスで囲繞して冷却材流路を構成する燃料集
合体において、前記被覆管内で一端が前記上部端栓に接
し前記燃料ペレットを押圧するばねと、前記燃料ペレッ
トの下方に核燃料の重量を支えて、かつ核***生成ガス
溜を構成するカラーからなる核燃料要素から燃料束が構
成され、前記被覆管および上部端栓と、前記燃料ペレッ
ト上端との間に形成されるばね室の長さは15cm以下であ
り、前記スペーサの軸方向配置において燃料有効部の最
上部に配されるスペーサ下面の位置は燃料有効部の上端
から約15cmに、燃料有効部の上から２段目のスペーサの
下端面は最上段のスペーサの下端面から約30〜51cmに、
前記燃料有効部の上から３段目のスペーサの下端面は上
から２段目のスペーサの下端面から約30〜51cmに、最下
段のスペーサはそれぞれ約51cm以下の下端面同士の間隔
に配置されてなることを特徴とする燃料集合体。2. A spacer in which a plurality of fuel pellets are filled in a cladding tube and sealed at both ends with end plugs, and a plurality of fuel elements are bundled in a lattice shape and arranged at intervals in the axial direction. In the fuel assembly in which the fuel elements are bundled in the upper and lower tie plates while keeping the fuel element laterally spaced by the above, and the fuel bundle is surrounded by the rectangular tubular channel box to form the coolant passage, A fuel bundle is composed of a nuclear fuel element having a spring, one end of which contacts the upper end plug in the tube and presses the fuel pellet, and a collar which supports the weight of the nuclear fuel below the fuel pellet and constitutes a fission product gas reservoir. The length of the spring chamber formed between the cladding tube and the upper end plug and the upper end of the fuel pellet is 15 cm or less, and is arranged at the uppermost portion of the fuel effective portion in the axial arrangement of the spacer. Space Position of Sa lower surface approximately 15cm from the top end of the fuel effective portion, the lower end surface of the second-stage spacers from the top of the fuel effective portion about 30~51cm from the lower end surface of the uppermost spacer,
The lower end surface of the third spacer from the top of the fuel effective portion is located at about 30 to 51 cm from the lower end surface of the second spacer from the top, and the spacers at the bottom are located at intervals of lower end surfaces of about 51 cm or less. A fuel assembly characterized by being formed. 【請求項３】 請求項２記載の燃料集合体を装荷してな
る炉心において、前記炉心内に挿入する制御棒の挿入引
き抜きストロークの全引き抜き状態で前記制御棒の有効
部上端が前記燃料集合体の有効部下端と同じ位置または
下方へ５cm以内のレベル差に維持してなることを特徴と
する炉心。3. A core loaded with the fuel assembly according to claim 2, wherein the upper end of the effective portion of the control rod is the fuel assembly when the control rod to be inserted into the core is fully withdrawn in the insertion / extraction stroke. A core characterized by being maintained at the same position as the lower end of the effective part of or in the level difference within 5 cm downward.