JPH09113663A - Core of boiling water reactor - Google Patents
Core of boiling water reactorInfo
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- JPH09113663A JPH09113663A JP7266644A JP26664495A JPH09113663A JP H09113663 A JPH09113663 A JP H09113663A JP 7266644 A JP7266644 A JP 7266644A JP 26664495 A JP26664495 A JP 26664495A JP H09113663 A JPH09113663 A JP H09113663A
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Abstract
Description
【０００１】[0001]
【発明の属する技術分野】本発明は、複数の燃料集合体
を有する沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲという。）の炉心
に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a boiling water nuclear reactor (hereinafter referred to as BWR) core having a plurality of fuel assemblies.
【０００２】[0002]
【従来の技術】ＢＷＲの炉心は、図５に示すように、多
数の燃料集合体１が炉心支持板２および上部格子板３で
支持され、円筒形のシュラウド４に囲まれており、冷却
材が上方へ流れる。各燃料集合体１は、図６に示すよう
に、多数の燃料棒６を上部タイプレート７と下部タイプ
レート８およびスペーサ９で束ね、チャンネルボックス
１０に収納して構成している。上部タイプレート７は燃
料集合体取扱い用のハンドル１１を有している。2. Description of the Related Art In a BWR core, as shown in FIG. 5, a large number of fuel assemblies 1 are supported by a core support plate 2 and an upper lattice plate 3, surrounded by a cylindrical shroud 4, and a coolant is used. Flows upwards. As shown in FIG. 6, each fuel assembly 1 is constructed by bundling a large number of fuel rods 6 with an upper tie plate 7, a lower tie plate 8 and a spacer 9 and storing them in a channel box 10. The upper tie plate 7 has a handle 11 for handling the fuel assembly.
【０００３】冷却材は、下方より、燃料支持金具１２の
オリフィス１３および下部タイプレート８を経由して、
燃料集合体１内に流入し、燃料集合体１内の燃料棒６で
熱せられて、液中に蒸気泡（ボイド）を発生し、気液二
相流となって上部タイプレート７から出ていく。冷却材
流量に占める蒸気割合（クオリテイ）は、燃料棒加熱部
では、沸騰開始後徐々に増加し、燃料棒加熱部より上の
領域ではほぼー定となっている。From below, the coolant passes through the orifice 13 of the fuel support 12 and the lower tie plate 8,
It flows into the fuel assembly 1 and is heated by the fuel rods 6 in the fuel assembly 1 to generate vapor bubbles (voids) in the liquid, resulting in a gas-liquid two-phase flow and exiting from the upper tie plate 7. Go. The steam ratio (quality) in the coolant flow rate gradually increases in the fuel rod heating section after the start of boiling, and is almost constant in the region above the fuel rod heating section.
【０００４】このような燃料集合体１は、冷却材の圧力
損失を可能な限り抑えるような設計とされている。この
ために、スペーサ９、上部タイプレート７は圧力損失係
数が小さくなるように設計されている。Such a fuel assembly 1 is designed to suppress the pressure loss of the coolant as much as possible. For this reason, the spacer 9 and the upper tie plate 7 are designed to have a small pressure loss coefficient.
【０００５】さらに、燃料支持金具１２につけられたオ
リフィス１３は、炉心の燃焼特性、安定性およびプラン
トの経済性を向上させるために、以下の観点から設計さ
れている。Further, the orifice 13 attached to the fuel support fitting 12 is designed from the following viewpoints in order to improve the combustion characteristics and stability of the core and the economical efficiency of the plant.
【０００６】安定性の向上のためには、オリフィス１３
の口径を小さくし、冷却材単相部の圧力損失係数を大き
くすることに留意している。しかしながら、圧力損失係
数の増加は、炉心の圧力損失を増加させ、再循環ポンプ
出力を大きくする必要性を生じるので、このことも考慮
して適切な値に設計される。In order to improve the stability, the orifice 13
It is noted that the diameter of is reduced and the pressure loss coefficient of the coolant single-phase portion is increased. However, since the increase of the pressure loss coefficient increases the pressure loss of the core and the necessity of increasing the recirculation pump output, this is also taken into consideration and designed to an appropriate value.
【０００７】また、中性子経済を向上させ、炉心冷却材
流量を有効に各燃料集合体に配分するために、炉心外周
部のオリフィス１３の口径を炉心中心部のものよりも小
さくしている。これによって中心領域に重点的に冷却材
流量が配分されるよう設計されている。Further, in order to improve the neutron economy and effectively distribute the core coolant flow rate to each fuel assembly, the diameter of the orifice 13 in the outer peripheral portion of the core is made smaller than that in the central portion of the core. This is designed so that the coolant flow rate is distributed mainly in the central region.
【０００８】また、炉心が高出力低炉心流量の状態にあ
る時には、炉心が不安定になり、出力振動が発生する可
能性があることが知られており、出力振動が発生しない
ために、いくつかの対策が取られている。It is also known that when the core is in a state of high power and low core flow rate, the core may become unstable and output vibration may occur. That measure is being taken.
【０００９】例えば、炉心全体になんらかの理由で正の
反応度外乱が生じた場合、出力変化を介して、負の反応
度がフィードバックされるが、最初の正の反応度外乱に
対して、炉心フィードバックによる負の反応度の絶対値
が大きい場合には、外乱は増幅され出力振動が発生する
ことになる。このような出力振動が発生するメカニズム
は以下のように考えられている。For example, when a positive reactivity disturbance occurs for some reason in the entire core, the negative reactivity is fed back through the output change, but the core feedback is given to the first positive reactivity disturbance. When the absolute value of the negative reactivity due to is large, the disturbance is amplified and output vibration is generated. The mechanism by which such output vibration occurs is considered as follows.
【００１０】出力変化に伴う炉心の負の反応度フィード
バックは、主に２つのフィードバックループによって形
成されると考えられている。第１番目は、出力変化が直
接ボイド率変化にむすびつく核的なフィードバック効果
である。第２番目は、出力変化が各燃料集合体の圧力損
失を変化させ、冷却材流量が変化することによる熱水力
的なフィードバック効果である。そして、この熱水力的
なフィードバック効果には、各燃料集合体間の冷却材流
量の配分の変化によるもの、全炉心流量の変化によるも
のがある。It is considered that the negative reactivity feedback of the core due to the power change is mainly formed by two feedback loops. The first is a nuclear feedback effect in which the output change directly leads to the change in void fraction. The second is the thermo-hydraulic feedback effect due to the change in output changing the pressure loss of each fuel assembly and the change in the coolant flow rate. The thermo-hydraulic feedback effect is due to a change in the distribution of the coolant flow rate between the fuel assemblies and a change in the total core flow rate.
【００１１】燃料集合体間の冷却材流量の配分の変化に
よる熱水力的なフィードバック効果について詳しく説明
すると、炉心の出力が定常状態にある場合、燃料集合体
それぞれの圧力損失特性に応じて、冷却材流量の配分が
決定される。図７は、燃料集合体圧力損失を５ psiとし
た場合の燃料集合体の位置圧力損失もしくはそれ以外の
圧力損失である局所圧力損失および摩擦圧力損失が占め
る割合の燃料集合体出力による依存性を示し、図８は同
じく燃料集合体の圧力損失を５ psiとした場合の冷却材
流量の燃料集合体出力による依存性を示している。この
状態は高出力低炉心流量時の炉心状態と対応し、各燃料
集合体出力は高いもので４ＭＷ、低いもので１ＭＷ程度
である。The thermo-hydraulic feedback effect due to the change in the distribution of the coolant flow rate between the fuel assemblies will be described in detail. When the core output is in a steady state, depending on the pressure loss characteristics of each fuel assembly, The coolant flow distribution is determined. FIG. 7 shows the dependence of the fuel assembly output on the ratio of the position pressure loss of the fuel assembly when the fuel assembly pressure loss is 5 psi or the local pressure loss, which is the pressure loss other than that, and the friction pressure loss. FIG. 8 also shows the dependency of the coolant flow rate on the fuel assembly output when the pressure loss of the fuel assembly is 5 psi. This state corresponds to the core state at the time of high output and low core flow rate, and the output of each fuel assembly is about 4 MW for high and about 1 MW for low.
【００１２】まず、圧力損失について見ると、図７に破
線で示すように、クオリテイが大きいほうが局所圧力損
失および摩擦圧力損失は大きくなるので、つまり出力が
高いほうが局所圧力損失および摩擦圧力損失は大きくな
る。また、炉心のボイド量が大きいほうが位置圧力損失
は小さくなるので、出力が高くなるほど小さくなる。他
に加速圧力損失などがあるが、ここでは省略している。First, regarding the pressure loss, as shown by the broken line in FIG. 7, the larger the quality, the larger the local pressure loss and the friction pressure loss, that is, the higher the output, the larger the local pressure loss and the friction pressure loss. Become. Further, since the position pressure loss decreases as the void amount in the core increases, the position pressure loss decreases as the power increases. There are other accelerating pressure losses, but they are omitted here.
【００１３】図８に破線で示すように、同一の圧力損失
では、基本的に出力が低い燃料集合体により多くの冷却
材が流れることになる。局所圧力損失および摩擦圧力損
失の占める割合が大きい場合には、出力が上昇した場合
の圧力損失の増加量が大きく、全圧力損失は増加する。
一方、摩擦圧力損失および局所圧力損失の占める割合が
小さい場合には、出力が上昇した場合の位置圧力損失の
減少量が大きくなるので、全圧力損失は小さくなる。こ
のため、高出力側では、出力上昇に対して冷却材流量は
減少するのに対して、低出力側では、出力上昇に対して
冷却材流量は増加するかまたはほとんど減少しない。As shown by the broken line in FIG. 8, with the same pressure loss, basically, more coolant flows in the fuel assembly having a low output. When the ratios of the local pressure loss and the friction pressure loss are large, the increase amount of the pressure loss is large when the output is increased, and the total pressure loss is increased.
On the other hand, when the ratio of the friction pressure loss and the local pressure loss is small, the decrease amount of the position pressure loss increases when the output increases, and the total pressure loss decreases. Therefore, on the high output side, the coolant flow rate decreases as the output increases, whereas on the low output side, the coolant flow rate increases or hardly decreases as the output increases.
【００１４】炉心均一に正の反応度が入り、出力が上昇
する場合、相対的に出力が高い燃料集合体では、燃料集
合体の全圧力損失は増加し、出力が相対的に低い燃料集
合体では、燃料集合体の圧力損失はあまり増加しなかっ
たり、減少したりする。このため、出力が上昇した場合
には、圧力損失のバランスが崩れて燃料集合体間の冷却
材流量の配分が変化する。すなわち、出力上昇時には、
相対的に出力が高い燃料集合体の冷却材流量が減少し、
出力が低い燃料集合体の冷却材流量が増加することにな
り、この作用は炉心全体では負の反応度フィードバック
効果として働く。When the positive reactivity is uniformly applied to the core and the power is increased, in the fuel assembly having a relatively high power, the total pressure loss of the fuel assembly is increased and the fuel assembly having a relatively low power is increased. Then, the pressure loss of the fuel assembly does not increase or decreases so much. Therefore, when the output increases, the pressure loss balance is lost and the distribution of the coolant flow rate between the fuel assemblies changes. That is, when the output rises,
The coolant flow rate of the fuel assembly with relatively high output decreases,
The coolant flow rate of the fuel assembly with low power will be increased, and this action acts as a negative reactivity feedback effect in the entire core.
【００１５】上記のような理由によって発生する出力振
動を避ける手段として、従来は主に次のような対策が取
られている。すなわち、(a) ボイド反応度係数の絶対値
を抑えて、反応度変化へのゲインを抑えること、(b) オ
リフィス１３の口径を小さくするなどによって、冷却材
単相部の圧力損失を増加させ、気液二相部の圧力損失を
減少させ、燃料集合体の熱水力的な減衰特性を向上させ
ること、(c) 安定性が悪化する高出力低炉心流量の炉心
状態での運転を避けるための方策を取ること、(d) 出力
振動が発生しやすいような出力分布とならないよう運転
を管理すること等である。Conventionally, the following measures have been mainly taken as a means for avoiding the output vibration generated for the above reasons. That is, (a) the absolute value of the void reactivity coefficient is suppressed to suppress the gain to the reactivity change, and (b) the diameter of the orifice 13 is reduced to increase the pressure loss of the coolant single-phase portion. , To reduce the pressure loss in the gas-liquid two-phase part and to improve the thermo-hydraulic damping characteristics of the fuel assembly, (c) to avoid the operation in the core state of high power and low core flow rate which deteriorates the stability. The following measures are taken: (d) The operation is controlled so that the output distribution does not easily cause output vibration.
【００１６】[0016]
【発明が解決しようとする課題】上記安定性対策に対し
て、これまで、出力変化に伴って発生する冷却材流量の
燃料集合体間の配分の変化を抑えることによって上記の
フィードバックループのゲインを抑えることに着目した
対策はいまだ取られておらず、この対策を取ることによ
ってさらに安定性を向上させる余地がある。As a countermeasure against the above-mentioned problems, the above-mentioned gain of the feedback loop is reduced by suppressing the change in the distribution of the coolant flow rate between the fuel assemblies, which occurs with the change in the output. No measures have been taken that focus on suppressing it, and there is room for further improvement in stability by taking this measure.
【００１７】また、従来各燃料集合体の圧力損失特性は
−定となるよう設計され、炉心での冷却材流量の効率的
な配分は、主に炉心入口部のオリフィスを中心領域と周
辺領域の２種類に分けて、周辺部の口径を小さくするこ
とで行われていた。このため、中心領域にある相対的に
出力が低い燃料集合体には、図１０および図１１に破線
で示すように、多くの冷却材が流れ、燃料冷却の余裕が
非常に大きかった。この燃料集合体の冷却材流量を熱的
に余裕の少ない高出力の燃料集合体に流すことができれ
ば、炉心の熱的な余裕を向上させることができる。Further, conventionally, the pressure loss characteristics of each fuel assembly are designed to be constant, and the effective distribution of the coolant flow rate in the core is determined mainly by the orifice at the core inlet part in the central region and the peripheral region. This was done by dividing into two types and reducing the diameter of the peripheral part. Therefore, as shown by the broken lines in FIGS. 10 and 11, a large amount of coolant flows in the fuel assembly having a relatively low output in the central region, and the fuel cooling margin is very large. If the coolant flow rate of this fuel assembly can be made to flow to a high-power fuel assembly having a small thermal margin, the thermal margin of the core can be improved.
【００１８】本発明は、以上の点に基づいてなされたも
ので、出力変化による燃料集合体間の流量配分の変化を
抑えることによって、フィードバックループのゲインを
抑えて炉心の安定性の向上を図ることができる沸騰水型
原子炉の炉心を提供することを目的とする。The present invention has been made based on the above points. By suppressing a change in the flow rate distribution between the fuel assemblies due to a change in output, the gain of the feedback loop is suppressed and the stability of the core is improved. An object of the present invention is to provide a core of a boiling water reactor that can be used.
【００１９】また、本発明は、炉内の冷却材流量の配分
を効率化して熱的な余裕を向上させることができる沸騰
水型原子炉の炉心を提供することを目的とする。Another object of the present invention is to provide a core of a boiling water reactor in which the distribution of the coolant flow rate in the reactor can be made efficient and the thermal margin can be improved.
【００２０】[0020]
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、請求項１の発明は、複数本の燃料棒をチャンネルボ
ックス内に収納し、その上端部を上部タイプレートによ
り支持されている燃料集合体を、円筒形のシュラウド内
に複数体配置し、冷却材が下から上方に流れる沸騰水型
原子炉の炉心において、運転時に相対的に出力が低くな
ると予想される複数の燃料集合体について、上部あるい
は当該燃料集合体から冷却材が流出した直後の位置での
圧力損失係数を増加させる手段を備えたことを特徴とす
る。In order to achieve the above object, the invention of claim 1 is a fuel in which a plurality of fuel rods are housed in a channel box, and the upper end portion thereof is supported by an upper tie plate. Regarding multiple fuel assemblies that are expected to have relatively low power output during operation in a boiling water reactor core in which multiple assemblies are arranged in a cylindrical shroud and coolant flows from bottom to top , A means for increasing the pressure loss coefficient at the position above or immediately after the coolant flows out of the fuel assembly.
【００２１】請求項２の発明は、上記圧力損失係数を増
加させる手段が、上部タイプレートまたはそれより上の
位置に取り付けられた、冷却材流路面積を減少させる流
路抵抗要素であることを特徴とする。According to a second aspect of the present invention, the means for increasing the pressure loss coefficient is a flow path resistance element for reducing the coolant flow path area, which is attached to the upper tie plate or a position above the upper tie plate. Characterize.
【００２２】請求項３の発明は、上記流路抵抗要素が、
燃料集合体の炉心への装荷時または取り替え時に取り付
けられることを特徴とする。According to a third aspect of the present invention, the flow path resistance element is
It is characterized in that it is attached when loading or replacing a fuel assembly in the core.
【００２３】請求項４の発明は、上記流路抵抗要素が、
運転サイクルごとに、運転時に相対的に出力が低くなる
と予想される複数の燃料集合体に取り付けられることを
特徴とする。According to a fourth aspect of the invention, the flow path resistance element is
It is characterized in that it is attached to a plurality of fuel assemblies which are expected to have a relatively low output during operation in each operation cycle.
【００２４】請求項５の発明は、複数本の燃料棒をチャ
ンネルボックス内に収納し、上部タイプレートおよびス
ペーサにより支持している燃料集合体を、円筒形のシュ
ラウド内に複数体配置し、冷却材が下から上方に流れる
沸騰水型原子炉の炉心において、運転時に相対的に出力
が低くなると予想される複数の燃料集合体について、燃
料集合体上部あるいは当該燃料集合体から冷却材が流出
した直後の位置での圧力損失係数を増加させるよう上部
タイプレート、上部にあるスペーサ、およびチャンネル
ボックスの少なくともいずれかをあらかじめ加工した燃
料集合体を用いることを特徴とする。In a fifth aspect of the present invention, a plurality of fuel rods are housed in a channel box, and a plurality of fuel assemblies supported by an upper tie plate and spacers are arranged in a cylindrical shroud for cooling. In the core of a boiling water reactor in which the material flows from the bottom to the top, the coolant flowed out from the top of the fuel assembly or from the fuel assembly for a plurality of fuel assemblies that are expected to have relatively low output during operation. It is characterized by using a fuel assembly in which at least one of the upper tie plate, the upper spacer, and the channel box is pre-machined so as to increase the pressure loss coefficient at the position immediately after.
【００２５】請求項６の発明は、請求項１または５の沸
騰水型原子炉の炉心において、冷却材の流路面積を減少
させることによって圧力損失係数を増加させることを特
徴とする。The invention of claim 6 is characterized in that, in the core of the boiling water reactor according to claim 1 or 5, the pressure loss coefficient is increased by decreasing the flow passage area of the coolant.
【００２６】請求項７の発明は、請求項１における圧力
損失係数を増加させる手段が、炉心外周部の燃料集合体
に対応して当該燃料集合体頂部上方に設置される、複数
の冷却材流通孔を有するリング状の流路抵抗要素である
ことを特徴とする。According to a seventh aspect of the present invention, the means for increasing the pressure loss coefficient according to the first aspect is arranged above the fuel assembly apex corresponding to the fuel assembly in the outer peripheral portion of the core. It is characterized by being a ring-shaped flow path resistance element having holes.
【００２７】請求項８の発明は、上記リング状の流路抵
抗要素が、原子炉内で各燃料集合体の上端を支持する上
部格子板に取り付けられることを特徴とする。The invention of claim 8 is characterized in that the ring-shaped flow path resistance element is attached to an upper lattice plate which supports the upper ends of the fuel assemblies in the nuclear reactor.
【００２８】請求項９の発明は、請求項１または５の沸
騰水型原子炉の炉心において、増加される圧力損失係数
が、定格出力、定格流量付近の状態において各燃料集合
体の冷却材流量が効率的に配分されるように決定される
ことを特徴とする。According to a ninth aspect of the present invention, in the core of the boiling water reactor according to the first or fifth aspect, the coolant flow rate of each fuel assembly is increased when the increased pressure loss coefficient is near the rated output and rated flow rate. Is determined to be efficiently distributed.
【００２９】請求項１０の発明は、請求項１または５の
沸騰水型原子炉の炉心において、運転時に相対的に出力
が低くなると予想される複数の燃料集合体が、炉心外周
部に配置される燃料集合体であることを特徴とする。According to a tenth aspect of the invention, in the core of the boiling water reactor according to the first or fifth aspect, a plurality of fuel assemblies, which are expected to have relatively low output during operation, are arranged in the outer peripheral portion of the core. It is a fuel assembly that
【００３０】請求項１１の発明は、請求項１０の沸騰水
型原子炉の炉心において、炉心外周部に配置される燃料
集合体について、上部あるいは当該燃料集合体から冷却
材が流出した直後の位置での圧力損失係数を増加させた
分だけ当該燃料集合体の圧力損失を減少させるよう、当
該燃料集合体の下端部に設けられた冷却材流入部のオリ
フィスのロ径を大きくすることを特徴とする。According to an eleventh aspect of the present invention, in the core of the boiling water reactor according to the tenth aspect, the fuel assembly arranged on the outer periphery of the core is located at the upper portion or immediately after the coolant flows out from the fuel assembly. In order to reduce the pressure loss of the fuel assembly by the amount corresponding to the increase of the pressure loss coefficient in the fuel assembly, the diameter of the orifice of the coolant inflow portion provided at the lower end of the fuel assembly is increased. To do.
【００３１】請求項１２の発明は、請求項１または５の
沸騰水型原子炉の炉心において、運転時に相対的に出力
が低くなると予想される複数の燃料集合体について増加
される圧力損失係数は、それぞれの燃料集合体の出力に
応じて異なることを特徴とする。According to the twelfth aspect of the invention, in the core of the boiling water reactor according to the first or fifth aspect, the pressure loss coefficient increased for a plurality of fuel assemblies whose outputs are expected to be relatively low during operation is , Different depending on the output of each fuel assembly.
【００３２】このように構成された炉心においては、高
出力低炉心流量での炉心の安定性が悪化する場合におい
て、冷却材流量の燃料集合体間の配分の変化による反応
度フィードバック効果が抑制されるため、炉心の安定性
を向上させることができる。In the core thus constructed, the reactivity feedback effect due to the change in the distribution of the coolant flow rate between the fuel assemblies is suppressed when the stability of the core at high power and low core flow rate deteriorates. Therefore, the stability of the core can be improved.
【００３３】また、圧力損失を各運転サイクルごとに調
節するようにすることにより、燃料集合体間の圧力損失
特性を各炉心に応じて適切に配置することによって、熱
的余裕を向上させることができる。Further, by adjusting the pressure loss for each operation cycle, the pressure loss characteristics between the fuel assemblies can be appropriately arranged according to each core, and the thermal margin can be improved. it can.
【００３４】[0034]
【発明の実施の形態】以下、図面に基づいて本発明の実
施の形態を説明する。Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings.
【００３５】図１〜図１１に基づいて、本発明の沸騰水
型原子炉の炉心の第１の実施の形態を説明する。図１
は、本実施の形態で用いられる流路抵抗要素１５を示す
もので、この流路抵抗要素１５は、炉心内の相対的に出
力が低い燃料集合体について、図２に示す上部タイプレ
ート７に取り付けられる。A first embodiment of the core of a boiling water reactor according to the present invention will be described with reference to FIGS. FIG.
Shows a flow path resistance element 15 used in the present embodiment. The flow path resistance element 15 is used in the upper tie plate 7 shown in FIG. 2 for a fuel assembly having a relatively low output in the core. It is attached.
【００３６】すでに図５および図６を用いて説明したよ
うに、沸騰水型原子炉の炉心は多数の燃料集合体１で構
成され、円筒形のシュラウド４に囲まれており、冷却材
が上方へ流れる。炉心において、各燃料集合体１は炉心
支持板２および上部格子板３で支持され、炉心支持板２
には燃料支持金具１２を介して支持されている。そし
て、燃料支持金具１２には燃料集合体１内に冷却材を流
入させるためにオリフィス１３が設けられている。As already described with reference to FIGS. 5 and 6, the core of the boiling water reactor is composed of a large number of fuel assemblies 1, surrounded by the cylindrical shroud 4, and the coolant is upward. Flows to. In the core, each fuel assembly 1 is supported by a core support plate 2 and an upper lattice plate 3, and
Are supported via fuel support fittings 12. The fuel support fitting 12 is provided with an orifice 13 for allowing the coolant to flow into the fuel assembly 1.
【００３７】燃料集合体１は、図６に示すように、チャ
ンネルボックス１０に囲まれた複数本の燃料棒６を有
し、燃料棒６は上部タイプレート７、下部タイプレート
８およびスペーサ９によって支持されている。As shown in FIG. 6, the fuel assembly 1 has a plurality of fuel rods 6 surrounded by a channel box 10. The fuel rods 6 are composed of an upper tie plate 7, a lower tie plate 8 and a spacer 9. It is supported.
【００３８】この上部タイプレート７は、燃料棒６の先
端を上から支持しており、図２に示すように、その格子
の間から冷却材が上方に流れるようになっている。この
上部タイプレート７から流出する冷却材は、通常は気液
二相流状態である。The upper tie plate 7 supports the tip of the fuel rod 6 from above, and as shown in FIG. 2, the coolant flows upward from between the lattices. The coolant flowing out of the upper tie plate 7 is usually in a gas-liquid two-phase flow state.
【００３９】本実施の形態では、炉心内の相対的に出力
が低い燃料集合体１について、上部タイプレート７に、
図１に示す流路抵抗要素１５を取り付ける。流路抵抗要
素１５は、流路孔１６および取付用孔１７を有する板で
あり、流路孔１６の面積が小さいほど流路面積は小さく
なり、圧力損失係数は大きくなる。In the present embodiment, the fuel tie 1 having a relatively low output in the core is provided in the upper tie plate 7.
The flow path resistance element 15 shown in FIG. 1 is attached. The flow path resistance element 15 is a plate having a flow path hole 16 and a mounting hole 17, and the smaller the area of the flow path hole 16, the smaller the flow path area and the larger the pressure loss coefficient.
【００４０】この流路抵抗要素１５は、取り付け用孔１
７にネジ１８を止めることによって上部タイプレート７
に固定される。図３は、上部タイプレート７に流路抵抗
要素１５が取り付けられた燃料集合体１の上部を示し、
図４は、流路抵抗要素１５の断面を示している。この流
路抵抗要素１５は、燃料取り替え時に取り付けおよび取
り外し操作が可能であるように設計される。This flow path resistance element 15 has a mounting hole 1
Upper tie plate 7 by screwing 18 to 7
Fixed to FIG. 3 shows the upper portion of the fuel assembly 1 in which the flow path resistance element 15 is attached to the upper tie plate 7.
FIG. 4 shows a cross section of the flow path resistance element 15. The flow path resistance element 15 is designed so that it can be attached and detached when refueling.
【００４１】以上のように流路抵抗要素１５を取り付け
た燃料集合体の高出力低炉心流量の炉心状態での圧力損
失特性および冷却材流量特性を図７および図８に実線で
示す。これらの図は、すでに説明したように、全圧力損
失をー定とした条件下での特性であり、破線は流路抵抗
要素１５を設置していない燃料集合体からなる従来の炉
心での特性を示している。The pressure loss characteristics and the coolant flow rate characteristics of the fuel assembly to which the flow path resistance element 15 is attached in the core state of high output and low core flow rate are shown by solid lines in FIGS. 7 and 8. As described above, these figures show the characteristics under the condition that the total pressure loss is constant, and the broken line shows the characteristics in the conventional core composed of the fuel assembly in which the flow path resistance element 15 is not installed. Is shown.
【００４２】圧力損失特性についてみると、図７に示す
ように、従来技術では、相対的に出力が低い燃料集合体
では、全圧力損失に占める位置圧力損失の割合が大きい
が、本実施の形態では、これらの燃料集合体について流
路抵抗要素１５を設けて二相圧力損失係数を増加させて
いるため、摩擦および局所圧力損失の割合が大きくなる
効果があり、この例では、出力が高い燃料集合体の割合
に近くなっている。As for the pressure loss characteristics, as shown in FIG. 7, in the prior art, in a fuel assembly having a relatively low output, the position pressure loss accounts for a large proportion of the total pressure loss. In this case, since the flow path resistance element 15 is provided for these fuel assemblies to increase the two-phase pressure loss coefficient, there is an effect of increasing the ratio of friction and local pressure loss. It is close to the ratio of the aggregate.
【００４３】また、燃料集合体の冷却材流量について
は、図８に示すように、出力が下がるほど増える傾向と
なり、相対的に出力が高い燃料集合体の傾向とー致す
る。Further, as shown in FIG. 8, the coolant flow rate of the fuel assembly tends to increase as the output decreases, which corresponds to the tendency of the fuel assembly having a relatively high output.
【００４４】次に、流路抵抗要素１５を上部タイプレー
ト７に取り付けた図３に示す燃料集合体１をー定数炉内
に配置した場合の安定性改善効果について説明する。Next, the effect of improving the stability when the fuel assembly 1 shown in FIG. 3 in which the flow path resistance element 15 is attached to the upper tie plate 7 is arranged in the constant furnace will be described.
【００４５】炉内に均一に正の反応度外乱が入った場
合、出力は上昇するが、このとき相対的に出力が高い燃
料集合体も低い燃料集合体もともに圧力損失は増大する
ため、燃料集合体間の冷却材流量の配分の変化は起こり
にくく、安定性は改善する。When a positive reactivity disturbance is uniformly introduced into the furnace, the output is increased. At this time, however, the pressure loss of both the fuel assembly having a relatively high output and the fuel assembly having a relatively low output is increased. Changes in the distribution of the coolant flow rate between the aggregates are unlikely to occur and stability is improved.
【００４６】この効果を周波数領域での安定性解析の結
果から説明する。図９はナイキスト線図と呼ばれるもの
であり、炉心開ループ伝達関数について、周波数領域で
のゲインおよび位相を表している。開ループ伝達関数は
位相遅れが１８０°でのゲインが大きい場合に系が不安
定となる。これはナイキスト線図では、複素平面上で
（-1,0）に近づくほど不安定化することを意味する。図
９に示すように、本実施の形態（図中、実線で示す）で
は、従来技術（図中、破線で示す）よりゲインが減少す
ることにより、安定性が向上していることが分かる。This effect will be described from the results of stability analysis in the frequency domain. FIG. 9 is called a Nyquist diagram and represents the gain and phase in the frequency domain for the core open loop transfer function. The open loop transfer function becomes unstable when the phase delay is 180 ° and the gain is large. This means that in the Nyquist diagram, it becomes unstable as it approaches (-1,0) on the complex plane. As shown in FIG. 9, in the present embodiment (shown by the solid line in the figure), it is understood that the stability is improved by reducing the gain as compared with the conventional technique (shown by the broken line in the figure).
【００４７】燃料集合体の二相流部の圧力損失係数を増
加させるという本発明を実施すると、炉心の圧力損失が
増加することになる。他の手段によって炉心圧力損失が
減少し、再循環ポンプの駆動力に余裕がある場合でなけ
れば、炉心の圧力損失を従来と同等に抑える必要が生じ
る。このため、次のような方法をとることが考えられ
る。When the present invention for increasing the pressure loss coefficient of the two-phase flow portion of the fuel assembly is carried out, the pressure loss of the core increases. Unless the core pressure loss is reduced by other means and the driving force of the recirculation pump has a margin, it is necessary to suppress the core pressure loss to the same level as the conventional one. Therefore, the following method can be considered.
【００４８】従来小さくしている炉心最外周の燃料集合
体支持金具のオリフィスを、口径を大きくすることによ
ってこの燃料集合体の単相部での圧力損失を減少させ
る。これによって減少した最外周の燃料集合体の圧力損
失分に対応するだけ、この燃料集合体の二相流部の圧力
損失係数を増加させるという方法である。By increasing the diameter of the orifice of the fuel assembly support fitting on the outermost periphery of the core, which has been made small in the past, the pressure loss at the single-phase portion of this fuel assembly is reduced. This is a method of increasing the pressure loss coefficient of the two-phase flow portion of the fuel assembly corresponding to the reduced pressure loss of the outermost fuel assembly.
【００４９】これによって、炉心の圧力損失を増加させ
ないで、安定性の改善効果と最外周の燃料集合体に流れ
る冷却材を従来通りにすることの両方を実現することが
できる。なお、二相流部の圧力損失は出力に依存する
が、冷却材の配分は定格出力で最も効率よく行われるこ
とが必要なことから、圧力損失は定格出力付近で同等と
なるよう決められることが望ましい。As a result, it is possible to realize both the effect of improving the stability and making the coolant flowing through the fuel assemblies at the outermost periphery as conventional without increasing the pressure loss of the core. Note that the pressure loss in the two-phase flow section depends on the output, but since it is necessary to distribute the coolant most efficiently at the rated output, the pressure loss should be determined to be equal near the rated output. Is desirable.
【００５０】次に、最外周以外の相対的に出力が低い燃
料集合体について、二相流部の圧力損失係数を増加させ
た場合について、燃料の熱的余裕増加の効果を説明す
る。Next, the effect of increasing the thermal margin of the fuel will be described for the case where the pressure loss coefficient of the two-phase flow portion is increased for a fuel assembly having a relatively low output other than the outermost circumference.
【００５１】図１０および図１１は、それぞれ定格出力
付近での炉心状態での各燃料集合体の冷却材流量割合お
よび最小限界出力比（ＭＣＰＲ）を示している。なお、
図中、実線は本実施の形態の特性を示し、破線は従来技
術の特性を示すものである。図１０に示すように、中心
領域では、出力が増加するほど二相流部の圧力損失が増
加して燃料集合体の冷却材流量は減少する。一方、中心
領域の相対的に出力が低い燃料集合体は、ＭＣＰＲの余
裕が非常に大きく、燃料冷却の面からは冷却材流量は不
必要に多く流れている。したがって、これらの数十体の
燃料集合体の二相流部の圧力損失係数を増加させること
により、冷却材流量の配分を減少させる。これにより、
高出力の燃料集合体により多くの冷却材が流れ、ＭＣＰ
Ｒは改善される。FIG. 10 and FIG. 11 show the coolant flow rate and the minimum critical power ratio (MCPR) of each fuel assembly in the core state near the rated power, respectively. In addition,
In the figure, the solid line shows the characteristic of the present embodiment, and the broken line shows the characteristic of the prior art. As shown in FIG. 10, in the central region, the pressure loss of the two-phase flow portion increases and the coolant flow rate of the fuel assembly decreases as the output increases. On the other hand, the fuel assembly having a relatively low output in the central region has a very large margin of MCPR, and the flow rate of the coolant is unnecessarily large from the viewpoint of fuel cooling. Therefore, the distribution of the coolant flow rate is reduced by increasing the pressure loss coefficient of the two-phase flow portion of these tens of fuel assemblies. This allows
More coolant flows into the high power fuel assembly,
R is improved.
【００５２】ここで、流路抵抗要素１５のような圧力損
失係数を増加させる手段は、燃料取り替え作業中に取り
付けることができるため、各運転サイクルごとに、出力
が低いと予想される燃料集合体について取り付けること
ができる。Here, the means for increasing the pressure loss coefficient, such as the flow path resistance element 15, can be installed during the fuel replacement work, so that the fuel assembly which is expected to have a low output in each operation cycle. Can be attached about.
【００５３】また、チャンネルボックス１０等上部タイ
プレート７以外の位置に流路抵抗要素１５を設ける方法
でも同様の効果をあげることができる。The same effect can be obtained by providing the flow path resistance element 15 at a position other than the upper tie plate 7 such as the channel box 10.
【００５４】また、すべてのサイクルにおいて相対的に
出力が低くなる燃料集合体をあらかじめ用意し、これら
の燃料集合体の上部タイプレート７、スペーサ９等の二
相流部の圧力損失係数を大きく製造しておく方法におい
ても同様の効果をあげることができる。この場合には、
上部タイプレート７、燃料集合体上部のスペーサ９の流
路面積を減少させることによって圧力損失係数の増加が
容易に実現できる。Further, fuel assemblies having relatively low output in all cycles are prepared in advance, and the pressure loss coefficient of the two-phase flow portion such as the upper tie plate 7 and the spacer 9 of these fuel assemblies is increased. The same effect can be obtained also in the method of storing. In this case,
The pressure loss coefficient can be easily increased by reducing the flow passage areas of the upper tie plate 7 and the spacer 9 above the fuel assembly.
【００５５】また、全部または一部の燃料集合体１の上
部タイプレート７を圧力損失係数の変更が可能な構造と
し、相対的に出力が低くなる燃料集合体１について、炉
心に装荷した状態または装荷・取り替え作業中に上部タ
イプレート７を操作して圧力損失係数を増加させるとい
う方法もとることができる。Further, the upper tie plate 7 of all or some of the fuel assemblies 1 has a structure in which the pressure loss coefficient can be changed, and the fuel assemblies 1 having a relatively low output are loaded in the core or A method of operating the upper tie plate 7 during the loading / replacement work to increase the pressure loss coefficient can also be taken.
【００５６】図１２〜図１４に基づいて、本発明の沸騰
水型原子炉の炉心の第２の実施の形態を説明する。図１
２は、本実施の形態で用いられる流路抵抗用リング２１
を示すもので、この流路抵抗用リング２１は、冷却材が
通過する多数の流路用の孔２２と取り付け用の孔２３を
有し、図１３に示す上部格子板３に取り付けられる。図
１４は、上部格子板３に流路抵抗用リング２１を取り付
けた状態を示すもので、流路抵抗用リング２１は、取り
付け用の孔２３に取付用ネジ２４で止めることによって
上部格子板３に固定される。A second embodiment of the core of the boiling water reactor according to the present invention will be described with reference to FIGS. FIG.
Reference numeral 2 denotes a flow path resistance ring 21 used in this embodiment.
The flow path resistance ring 21 has a large number of flow path holes 22 through which the coolant passes and mounting holes 23, and is mounted on the upper lattice plate 3 shown in FIG. FIG. 14 shows a state in which the flow path resistance ring 21 is attached to the upper grid plate 3, and the flow path resistance ring 21 is fixed to the attachment hole 23 with the attachment screw 24. Fixed to.
【００５７】図１２に示すように流路抵抗用リング２１
は、流路用の孔２２が多数あり、最外周の燃料集合体１
から出た冷却材は、図１４に示すように、流路用の孔２
２または中央部から上方へ流れる。As shown in FIG. 12, the flow path resistance ring 21
Has a large number of holes 22 for flow passages, and the outermost fuel assembly 1
As shown in FIG. 14, the coolant flowing out from the coolant flows through the holes 2 for the flow path.
2 or flow upwards from the center.
【００５８】本実施の形態によれば、最外周の燃料集合
体１の冷却材の圧力損失は炉心出口直後で大きくなり、
第１の実施の形態で述べたと同様の安定性改善の効果を
あげることができる。ただし、第１の実施の形態と比較
して、各運転サイクルごとに相対的に出力が低い燃料集
合体を選択するという自由度はないが、取り付け作業は
容易となる。According to this embodiment, the pressure loss of the coolant of the outermost fuel assembly 1 becomes large immediately after the core outlet,
The same effect of stability improvement as described in the first embodiment can be obtained. However, as compared with the first embodiment, there is no degree of freedom to select a fuel assembly having a relatively low output for each operation cycle, but the mounting work becomes easy.
【００５９】[0059]
【発明の効果】以上詳述したように、本発明によれば、
炉心内で相対的に出力が低い燃料集合体について、冷却
材のクオリテイが大きい燃料集合体上部での圧力損失係
数を増加させることによって、炉心の安定性を向上させ
ることができるとともに、各燃料集合体の冷却材流量の
配分を適切にし、燃料棒の熱的余裕を増加することがで
きる。As described in detail above, according to the present invention,
For fuel assemblies with relatively low power in the core, by increasing the pressure loss coefficient at the top of the fuel assembly where the coolant quality is high, the stability of the core can be improved and each fuel assembly can be improved. Proper distribution of body coolant flow can increase fuel rod thermal margin.
関係及び燃料集合体出力と燃料集合体冷却材流量の関係
を示す図である。この図では、本実施例での特性を従来
技術の場合と比較して示している。図６は炉心の周波数
領域での特性を示す図であり、本実施例の安定性の向上
の効果を示す。図７は燃料集合体を出力順に並べた場合
の各燃料集合体の冷却材流量及び最小限界出力比（ＭＣ
ＰＲ）を示している。図８、図９は第二の実施例を示す
図であり、図８は上部格子板４及び流路抵抗用リング 1
8 を示し、図９は流路抵抗用リング18を上部格子板４に
取り付けた状態での縦断面図である。It is a figure which shows the relationship and the relationship between a fuel assembly output and a fuel assembly coolant flow rate. In this figure, the characteristics of this embodiment are shown in comparison with those of the prior art. FIG. 6 is a diagram showing the characteristics of the core in the frequency region, showing the effect of improving the stability of the present embodiment. FIG. 7 shows the coolant flow rate and the minimum limit output ratio (MC) of each fuel assembly when the fuel assemblies are arranged in order of output.
PR) is shown. 8 and 9 are views showing a second embodiment, and FIG. 8 shows the upper lattice plate 4 and the flow path resistance ring 1.
8 is shown in FIG. 9, and FIG. 9 is a vertical cross-sectional view of the flow path resistance ring 18 attached to the upper grid plate 4.
【図１】本発明の第１の実施の形態で使用される流路抵
抗要素を示す平面図である。FIG. 1 is a plan view showing a flow path resistance element used in a first embodiment of the present invention.
【図２】図１に示す流路抵抗要素を取り付ける上部夕イ
プレートを示す平面図である。FIG. 2 is a plan view showing an upper cover plate to which the flow path resistance element shown in FIG. 1 is attached.
【図３】燃料集合体の上部夕イプレートに流路抵抗要素
を取り付けた部分を示す斜視図である。FIG. 3 is a perspective view showing a portion where a flow path resistance element is attached to an upper evening plate of the fuel assembly.
【図４】図１に示す流路抵抗要素の断面図である。4 is a cross-sectional view of the flow path resistance element shown in FIG.
【図５】沸騰水型原子炉の炉心を概略的に示す図であ
る。FIG. 5 is a diagram schematically showing a core of a boiling water reactor.
【図６】燃料集合体の縦断面図である。FIG. 6 is a vertical cross-sectional view of a fuel assembly.
【図７】本発明にかかる燃料集合体の全圧力損失を一定
とした場合の燃料集合体出力と各圧力損失の関係を従来
技術と比較して示す図である。FIG. 7 is a diagram showing the relationship between the fuel assembly output and each pressure loss when the total pressure loss of the fuel assembly according to the present invention is constant, in comparison with the prior art.
【図８】本発明にかかる燃料集合体の全圧力損失を一定
とした場合の燃料集合体出力と燃料集合体冷却材流量の
関係を従来技術と比較して示す図である。FIG. 8 is a diagram showing the relationship between the fuel assembly output and the fuel assembly coolant flow rate when the total pressure loss of the fuel assembly according to the present invention is constant, in comparison with the prior art.
【図９】本発明にかかる炉心の周波数領域での特性を従
来技術と比較して示すナイキスト線図である。FIG. 9 is a Nyquist diagram showing the characteristics of the core of the present invention in the frequency domain in comparison with the prior art.
【図１０】本発明にかかる炉心の燃料集合体を出力順に
並べた場合の各燃料集合体の冷却材流量特性を従来技術
と比較して示す図である。FIG. 10 is a diagram showing a coolant flow rate characteristic of each fuel assembly when the fuel assemblies of the core according to the present invention are arranged in order of output, as compared with the prior art.
【図１１】本発明にかかる炉心の燃料集合体を出力順に
並べた場合の各燃料集合体の最小限界出力比（ＭＣＰ
Ｒ）特性を従来技術と比較して示す図である。FIG. 11 is a graph showing a minimum limit power ratio (MCP) of each fuel assembly when the fuel assemblies of the core according to the present invention are arranged in order of output.
It is a figure which shows the R) characteristic in comparison with a prior art.
【図１２】本発明の第２の実施の形態で使用される流路
抵抗用リングを示す平面図である。FIG. 12 is a plan view showing a channel resistance ring used in a second embodiment of the present invention.
【図１３】図１２に示す流路抵抗用リングを取り付ける
上部格子板を示す平面図である。13 is a plan view showing an upper lattice plate to which the flow path resistance ring shown in FIG. 12 is attached.
【図１４】図１２に示す流路抵抗用リングを上部格子板
に取り付けた状態を示す縦断面図である。14 is a vertical cross-sectional view showing a state in which the flow path resistance ring shown in FIG. 12 is attached to an upper lattice plate.
１………燃料集合体 ２………炉心支持板 ３………上部格子板 ４………シュラウド ６………燃料棒 ７………上部タイプレート ８………下部タイプレート ９………スペーサ １０………チャンネルボックス １１………ハンドル １２………燃料支持金具 １３………オリフィス １５………流路抵抗要素 １６、２２………流路孔 １７、２３………取り付け用孔 １８………ネジ ２１………流路抵抗リング ２４………取付用ネジ 1 ... Fuel assembly 2 ... Core support plate 3 ... Upper lattice plate 4 ... Shroud 6 ... Fuel rod 7 ... Upper tie plate 8 ... Lower tie plate 9 ... Spacer 10 ………… Channel box 11 ………… Handle 12 ………… Fuel support fitting 13 ………… Orifice 15 ………… Flow path resistance element 16,22 ……… Flow path hole 17,23 ……… Installation hole 18 ………… Screw 21 ………… Flow resistance ring 24 ………… Mounting screw
Claims (12)
に収納し、その上端部を上部タイプレートにより支持さ
れている燃料集合体を、円筒形のシュラウド内に複数体
配置し、冷却材が下から上方に流れる沸騰水型原子炉の
炉心において、運転時に相対的に出力が低くなると予想
される複数の燃料集合体について、上部あるいは当該燃
料集合体から冷却材が流出した直後の位置での圧力損失
係数を増加させる手段を備えたことを特徴とする沸騰水
型原子炉の炉心。1. A plurality of fuel rods are housed in a channel box, and a plurality of fuel assemblies each having an upper end supported by an upper tie plate are arranged in a cylindrical shroud. In the core of a boiling water reactor that flows upward from above, the pressure at the position above or immediately after the coolant flows out of the fuel assemblies for a plurality of fuel assemblies that are expected to have relatively low output during operation. A boiling water reactor core provided with means for increasing a loss coefficient.
前記上部タイプレートまたはそれより上の位置に取り付
けられた、冷却材流路面積を減少させる流路抵抗要素で
あることを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子炉の
炉心。2. The means for increasing the pressure loss coefficient comprises:
The boiling water nuclear reactor core according to claim 1, which is a flow path resistance element attached to the upper tie plate or a position higher than the upper tie plate to reduce a coolant flow path area.
への装荷時または取り替え時に取り付けられることを特
徴とする請求項２記載の沸騰水型原子炉の炉心。3. The core of a boiling water nuclear reactor according to claim 2, wherein the flow path resistance element is attached when the fuel assembly is loaded into or replaced with the core.
に、運転時に相対的に出力が低くなると予想される複数
の燃料集合体に取り付けられることを特徴とする請求項
２記載の沸騰水型原子炉の炉心。4. The boiling water type according to claim 2, wherein the flow path resistance element is attached to a plurality of fuel assemblies each of which is expected to have a relatively low output during operation in each operation cycle. Reactor core.
に収納し、上部タイプレートおよびスペーサにより支持
している燃料集合体を、円筒形のシュラウド内に複数体
配置し、冷却材が下から上方に流れる沸騰水型原子炉の
炉心において、運転時に相対的に出力が低くなると予想
される複数の燃料集合体について、燃料集合体上部ある
いは当該燃料集合体から冷却材が流出した直後の位置で
の圧力損失係数を増加させるよう前記上部タイプレー
ト、上部にある前記スペーサ、および前記チャンネルボ
ックスの少なくともいずれかをあらかじめ加工した燃料
集合体を用いることを特徴とする沸騰水型原子炉の炉
心。5. A plurality of fuel rods are housed in a channel box, and a plurality of fuel assemblies supported by an upper tie plate and spacers are arranged in a cylindrical shroud. In the core of a boiling water nuclear reactor flowing in the direction of a plurality of fuel assemblies whose output is expected to be relatively low during operation, at the position above the fuel assembly or immediately after the coolant flows out of the fuel assembly. A core of a boiling water nuclear reactor, comprising a fuel assembly in which at least one of the upper tie plate, the upper spacer, and the channel box is pre-processed so as to increase a pressure loss coefficient.
って圧力損失係数を増加させることを特徴とする請求項
１または５記載の沸騰水型原子炉の炉心。6. The core of a boiling water reactor according to claim 1, wherein the pressure loss coefficient is increased by reducing the flow passage area of the coolant.
炉心外周部の燃料集合体に対応して当該燃料集合体頂部
上方に設置される、複数の冷却材流通孔を有するリング
状の流路抵抗要素であることを特徴とする請求項１記載
の沸騰水型原子炉の炉心。7. The means for increasing the pressure loss coefficient comprises:
The boiling according to claim 1, which is a ring-shaped flow path resistance element having a plurality of coolant passage holes, which is installed above the top of the fuel assembly corresponding to the fuel assembly on the outer periphery of the core. The core of a water reactor.
内で各燃料集合体の上端を支持する上部格子板に取り付
けられることを特徴とする請求項７記載の沸騰水型原子
炉の炉心。8. The boiling water reactor according to claim 7, wherein the ring-shaped flow path resistance element is attached to an upper lattice plate supporting an upper end of each fuel assembly in the reactor. Core.
定格流量付近の状態において各燃料集合体の冷却材流量
が効率的に配分されるように決定されることを特徴とす
る請求項１または５記載の沸騰水型原子炉の炉心。9. The pressure loss coefficient to be increased is the rated output,
The core of a boiling water reactor according to claim 1 or 5, wherein the coolant flow rate of each fuel assembly is determined so as to be efficiently distributed in a state near the rated flow rate.
想される複数の燃料集合体は、炉心外周部に配置される
燃料集合体であることを特徴とする請求項１または５記
載の沸騰水型原子炉の炉心。10. The boiling water according to claim 1, wherein the plurality of fuel assemblies which are expected to have a relatively low output during operation are fuel assemblies arranged in the outer peripheral portion of the core. Type reactor core.
ついて、上部あるいは当該燃料集合体から冷却材が流出
した直後の位置での圧力損失係数を増加させた分だけ当
該燃料集合体の圧力損失を減少させるよう、当該燃料集
合体の下端部に設けられた冷却材流入部のオリフィスの
ロ径を大きくすることを特徴とする請求項１０記載の沸
騰水型原子炉の炉心。11. A pressure loss of a fuel assembly arranged in an outer peripheral portion of a core is increased by an amount corresponding to an increase in a pressure loss coefficient at an upper portion or a position immediately after a coolant flows out from the fuel assembly. 11. The core of a boiling water reactor according to claim 10, wherein the diameter of the orifice of the coolant inflow portion provided at the lower end of the fuel assembly is increased so as to reduce
想される複数の燃料集合体について増加される圧力損失
係数は、それぞれの燃料集合体の出力に応じて異なるこ
とを特徴とする請求項１または５記載の沸騰水型原子炉
の炉心。12. The pressure loss coefficient increased for a plurality of fuel assemblies, which are expected to have relatively low output during operation, is different depending on the output of each fuel assembly. Or the core of the boiling water reactor according to 5.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7266644A JPH09113663A (en) | 1995-10-16 | 1995-10-16 | Core of boiling water reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7266644A JPH09113663A (en) | 1995-10-16 | 1995-10-16 | Core of boiling water reactor |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH09113663A true JPH09113663A (en) | 1997-05-02 |
Family
ID=17433699
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP7266644A Withdrawn JPH09113663A (en) | 1995-10-16 | 1995-10-16 | Core of boiling water reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH09113663A (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2021119358A (en) * | 2015-08-27 | 2021-08-12 | テラパワー， エルエルシー | Device including fuel element for fuel assembly |
-
1995
- 1995-10-16 JP JP7266644A patent/JPH09113663A/en not_active Withdrawn
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2021119358A (en) * | 2015-08-27 | 2021-08-12 | テラパワー， エルエルシー | Device including fuel element for fuel assembly |
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Legal Events
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| A300 | Withdrawal of application because of no request for examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300 Effective date: 20030107 |