JPH11352272A - Reactor core and fuel assembly and fuel element used for the core - Google Patents
Reactor core and fuel assembly and fuel element used for the coreInfo
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- JPH11352272A JPH11352272A JP10161737A JP16173798A JPH11352272A JP H11352272 A JPH11352272 A JP H11352272A JP 10161737 A JP10161737 A JP 10161737A JP 16173798 A JP16173798 A JP 16173798A JP H11352272 A JPH11352272 A JP H11352272A
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Abstract
Description
【０００１】[0001]
【発明の属する技術分野】本発明は原子炉の炉心及びそ
の炉心に用いられるブランケット燃料集合体及び炉心燃
料集合体並びに燃料要素に係る。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a nuclear reactor core, a blanket fuel assembly, a core fuel assembly, and a fuel element used for the core.
【０００２】[0002]
【従来の技術】（１）従来、高速炉の燃料集合体は、例
えば、安成弘著，「高速増殖炉」（同文書院）に記載さ
れており図２，図３を用いてその概要を従来技術（１）
として以下に示す。2. Description of the Related Art (1) Conventionally, a fuel assembly of a fast reactor is described, for example, in Hiroshi Yasunari, "Fast Breeder Reactor" (the same documentary institute). Conventional technology (1)
Is shown below.
【０００３】図２は高速炉の炉心燃料集合体２１の縦断
面を示す図である。核燃料物質２３を被覆管２２に封入
して束ねた燃料要素の束とこれを取り囲むラッパ管２
５，燃料要素束の上方にあり中性子を散乱する物質を有
する上部中性子遮蔽体領域７２，冷却材流出部２８、及
び燃料要素束の下方にある冷却材流入部２９からなる。
また、燃料要素は、上下端部に栓のある被覆管，核***
性物質を富化した炉心燃料ペレット２３あるいは燃料物
質を主成分とするブランケット燃料ペレット２４，２
６、および核***反応で生成された気体を収納するため
のガスプレナム２７からなる。冷却材には、ナトリウム
等の液体金属が使用される。FIG. 2 is a view showing a longitudinal section of a core fuel assembly 21 of a fast reactor. A bundle of fuel elements in which a nuclear fuel substance 23 is sealed and bundled in a cladding tube 22 and a wrapper tube 2 surrounding the bundle
5, an upper neutron shield region 72 above the fuel element bundle and having neutron scattering material, a coolant outlet 28, and a coolant inlet 29 below the fuel element bundle.
The fuel element is a cladding tube having plugs at the upper and lower ends, a core fuel pellet 23 enriched in fissile material, or blanket fuel pellets 24, 2 mainly containing a fuel material.
6, and a gas plenum 27 for containing gas generated by the fission reaction. Liquid metal such as sodium is used for the coolant.
【０００４】図３は電気出力１００万ｋＷｅ級の大型高
速炉の炉心の断面図を示した図である。これより炉心
は、炉心燃料ペレットを装荷した炉心燃料集合体２１
ａ，21ｂを複数個束ねた炉心領域３２と、これを取り囲
む、ブランケット燃料ペレットを装荷したブランケット
燃料集合体を複数個束ねた径方向ブランケット領域３
３、更にそれを取り囲み、ステンレスの棒とこれを取り
囲むラッパ管とそれらの間を下方ら上方に向かって流れ
る冷却材Ｎａからなる中性子遮蔽体を装荷した領域４１
と、反応度及び出力分布を制御するための２４本の制御
棒２１ｃから構成される。FIG. 3 is a sectional view of a core of a large fast reactor having an electric power of 1,000,000 kWe class. Thus, the core is a core fuel assembly 21 loaded with core fuel pellets.
A core region 32 in which a plurality of a and 21b are bundled, and a radial blanket region 3 surrounding the core region 32 in which a plurality of blanket fuel assemblies loaded with blanket fuel pellets are bundled.
3. A region 41 further surrounding it and loaded with a stainless steel rod, a wrapper tube surrounding it, and a neutron shield made of coolant Na flowing upward from below to between them.
And 24 control rods 21c for controlling the reactivity and the power distribution.
【０００５】なお、炉心燃料集合体のうち外側２１ｂの
プルトニウムの富化度は半径方向の出力分布を平坦化す
るために内側２１ａのプルトニウムの富化度より高くし
ている。[0005] The plutonium enrichment of the outer side 21b of the core fuel assembly is higher than the plutonium enrichment of the inner side 21a in order to flatten the power distribution in the radial direction.
【０００６】高速炉を実用化するに当たってはより経済
性を向上することが必要であり、その一つとして、炉心
構成要素数全体に占める割合が大きい径方向の中性子遮
蔽体の数を削減する方策がある。例えば、仏の高速増殖
実証炉スーパーフェニックの場合炉心の全構成要素約１
９００体の内、中性子遮蔽体数は約５６％を占めてい
る。In order to put the fast reactor into practical use, it is necessary to further improve the economic efficiency. One of the measures is to reduce the number of radial neutron shields that account for a large proportion of the total number of core components. There is. For example, in the case of Super Fenix, a fast breeding demonstration reactor in France, about 1
Of the 900 bodies, the number of neutron shields accounts for about 56%.
【０００７】（２）特願昭50−66691 号には別の従来例
が示され、これを従来技術（２）として以下に説明す
る。(2) Another conventional example is shown in Japanese Patent Application No. 50-66691, which will be described below as prior art (2).
【０００８】これは径方向ブランケットの半径方向中央
部に薄い中性子減速領域を設けて、その近傍の中性子ス
ペクトルを柔らかく（低エネルギー側にシフト）させ
て、低エネルギーの高中性子場を発生させ、照射実験や
中性子ビーム引き出しのための中性子源とするとしてい
る。本従来技術では減速材料として、ベリリウム，酸化
ベリリウム，黒鉛，水素化物，重水などとしている。因
みに、ベリリウム，黒鉛（Ｃ），重水（Ｄ2Ｏ），軽水
（Ｈ2Ｏ）の常温における中性子減速能力を表す減速能
ξΣS はそれぞれ０.１５４，０.０６０，０.１７９，
１.３５であり軽水が最も大きい。なお、原子炉材料ハ
ンドブック（日刊工業新聞社）３８８頁には中性子減速
材の中で常温時の軽水よりも水素の含有率が高く、かつ
減速能ξΣS が１.５４ と軽水より高い物質としては水
素化ジルコニウム（ＺｒＨｘ）が記載されている。In this method, a thin neutron moderation region is provided at the center of the radial blanket in the radial direction, the neutron spectrum in the vicinity thereof is softened (shifted to a lower energy side), and a high neutron field of low energy is generated and irradiated. It will be used as a neutron source for experiments and neutron beam extraction. In this prior art, the moderator is beryllium, beryllium oxide, graphite, hydride, heavy water, or the like. Incidentally, beryllium, graphite (C), heavy water (D 2 O), moderating power represents the neutron moderation at room temperature light water (H 2 O) ξΣ S respectively 0.154,0.060,0.179,
1.35 and light water is the largest. Note that reactor materials Handbook (Nikkan Kogyo Shimbun Ltd.) high content of hydrogen than light water at the normal temperature in the neutron moderator to 388 pages, and a higher reduction potential Kushishiguma S 1.54 and light water material Describes hydrogenated zirconium (ZrHx).
【０００９】（３）従来技術（３）として、ウラン及び
ジルコニウムを含む水素化物を充填した水素化物燃料棒
を炉心燃料として用いることは、「エム・ティー・シマ
ンド等、ニュークリヤー・テクノロジー，第２８巻，第
３１頁から５６頁（Nuclear Technology, VOL.２８，p
p.３１〜５６，Januar, １９７５)」で示されている様
に、米国ＧＡ社において３０年以上に渡ってＴＲＩＧＡ
炉の炉心燃料（トリガー燃料：ＵＺｒＨｘ）としての運
転実績がある。(3) As the prior art (3), using a hydride fuel rod filled with a hydride containing uranium and zirconium as a core fuel is disclosed in "MT Simand et al., New Clear Technology, No. 28. Volume, pages 31 to 56 (Nuclear Technology, VOL. 28, p.
p.31-56, Januar, 1975) ”at the US GA Company for more than 30 years.
There is a track record of operation as core fuel for the furnace (trigger fuel: UZrHx).
【００１０】[0010]
【発明が解決しようとする課題】上記従来技術（１）で
は中性子遮蔽体数が炉心構成要素全体に占める割合が大
きいという課題がある。The prior art (1) has a problem that the number of neutron shields accounts for a large proportion of the whole core components.
【００１１】また、従来技術（２）では径方向ブランケ
ットの一部を中性減速材に置換し、低エネルギーの高中
性子場を発生させている。従って、ブランケット燃料集
合体に装荷するウランの装荷量が減少するという問題が
ある。In the prior art (2), a part of the radial blanket is replaced with a neutral moderator to generate a low-energy high-neutron field. Therefore, there is a problem that the amount of uranium loaded on the blanket fuel assembly is reduced.
【００１２】また、従来技術（３）では、ウラン及びジ
ルコニウムを含む水素化物を充填した水素化物燃料棒を
高速炉の炉心のブランケット領域に装荷して中性子遮蔽
体の厚みを減らし、炉心を小型化する用途に気が付いて
いなかった。In the prior art (3), a hydride fuel rod filled with a hydride containing uranium and zirconium is loaded in a blanket region of a core of a fast reactor to reduce the thickness of a neutron shield and reduce the size of the core. I didn't notice the use to do it.
【００１３】本発明の目的は、ウランの装荷量の減少を
抑制することと、炉心の小型化による経済性の向上とを
同時に達成することにある。An object of the present invention is to simultaneously suppress a decrease in the amount of uranium loaded and to improve the economic efficiency by downsizing the core.
【００１４】[0014]
【課題を解決するための手段】上記本発明の目的を達成
するための第１手段は、ウラン及びジルコニウムを含む
水素化物を充填した水素化物燃料棒と、前記水素化物燃
料棒の複数本を取り囲むラッパ管と、及び前記水素化物
燃料棒の間の冷却材流路とを備えた原子炉の炉心に用い
られるブランケット燃料集合体であり、これを原子炉の
炉心のブランケット領域に装荷して用いると、ウラン及
びジルコニウムを含む水素化物は水素の含有率が高く中
性子減速能が高いから、ウランを大幅に減らすことなく
中性子を減速させて原子炉の外周における高速中性子束
の値を低減できる作用が得られる。According to a first aspect of the present invention, there is provided a hydride fuel rod filled with a hydride containing uranium and zirconium, and a plurality of the hydride fuel rods. It is a blanket fuel assembly used for a reactor core provided with a wrapper tube, and a coolant flow path between the hydride fuel rods, and is used by loading it into a blanket region of the reactor core. Since hydrides containing uranium and zirconium have a high hydrogen content and a high neutron moderating ability, the effect of slowing down neutrons without significantly reducing uranium and reducing the value of the fast neutron flux at the outer periphery of the reactor is obtained. Can be
【００１５】同じく第２手段は、プルトニウムが内蔵さ
れた燃料要素と、前記燃料要素の複数本を取り囲むラッ
パ管と、及び前記燃料要素の間の冷却材流路とを備えた
原子炉の炉心に用いられる炉心燃料集合体において、前
記燃料要素内における前記プルトニウムの内蔵領域の少
なくとも一端側にウラン及びジルコニウムを含む水素化
物燃料を充填した事を特徴とする原子炉の炉心に用いら
れる炉心燃料集合体であり、これを炉心領域に装荷して
用いると、中性子が前記一端側へ漏洩しようとして進
と、ウラン及びジルコニウムを含む水素化物によって減
速され、しかもウラン及びジルコニウムを含む水素化物
は水素の含有率が高く中性子減速能が高いから、ウラン
を大幅に減らすことなく中性子を減速させて外周への高
速中性子束の値を低減できる作用が得られる。[0015] Similarly, the second means includes a reactor core having a plutonium-containing fuel element, a wrapper tube surrounding a plurality of the fuel elements, and a coolant flow path between the fuel elements. A core fuel assembly for use in a nuclear reactor core, wherein a hydride fuel containing uranium and zirconium is filled in at least one end of the plutonium-containing region in the fuel element. When this is used by loading it in the core region, the neutrons are leaked to the one end side, and are slowed down by the hydride containing uranium and zirconium, and the hydride containing uranium and zirconium has a hydrogen content of High neutron moderating ability, the neutron is slowed down without greatly reducing uranium, and the value of the fast neutron flux to the outer periphery is reduced. Action that can be obtained.
【００１６】同じく第３手段は、炉心燃料領域の外側に
ブランケット領域を、そのブランケット領域の外側に中
性子遮蔽体の装荷領域を備えた原子炉の炉心において、
前記ブランケット領域に第１手段のブランケット燃料集
合体を装荷してあることを特徴とした原子炉の炉心であ
り、炉心燃料領域で発生した中性子がブランケット領域
のブランケット燃料集合体にあたって減速され、ウラン
及びジルコニウムを含む水素化物の水素の含有率が高く
中性子減速能が高いから、その減速度合いは大幅に成さ
れ、ウランを大幅に減らすことなく中性子を減速させて
原子炉の外周における高速中性子束の値を低減でき、中
性子遮蔽体を薄く設定することができる作用が得られ
る。The third means also includes a reactor core having a blanket region outside the core fuel region and a neutron shield loading region outside the blanket region,
A reactor core, wherein the blanket region is loaded with a blanket fuel assembly of the first means, wherein neutrons generated in the core fuel region are decelerated on the blanket fuel assembly in the blanket region, and uranium and Since the hydrogen content of hydrides containing zirconium is high and the neutron moderating ability is high, the degree of moderation is greatly achieved. Can be reduced and the neutron shield can be set thin.
【００１７】同じく第４手段は、第３手段において、炉
心燃料領域に第２手段の炉心燃料集合体を装荷してある
ことを特徴とした原子炉の炉心であり、このような炉心
では、第２手段による作用に加えて、その作用と同等の
作用が炉心の上下方向の少なくとも一方(ウラン及びジ
ルコニウムを含む水素化物が燃料要素に内蔵された方)
にももたらされるので、その一方の中性子遮蔽体を薄く
設定することができる作用が得られる。Similarly, the fourth means is the reactor core of the third means, wherein the core fuel assembly of the second means is loaded in the core fuel region. In addition to the action by the two means, the action equivalent to the action is at least one of the vertical direction of the core (the hydride containing uranium and zirconium is incorporated in the fuel element)
Therefore, an effect that one of the neutron shields can be set thinner can be obtained.
【００１８】同じく第５手段は、プルトニウムが内蔵さ
れた燃料要素において、前記プルトニウムの内蔵領域の
少なくとも一端側の前記燃料要素内にウラン及びジルコ
ニウムを含む水素化物燃料を充填した事を特徴とした原
子炉の炉心に用いられる燃料要素であり、その燃料要素
を炉心燃料集合体の燃料要素として採用すると、第２手
段の作用が得られる。In a fifth aspect of the present invention, in the fuel element containing plutonium, the fuel element at least at one end of the plutonium-containing area is filled with a hydride fuel containing uranium and zirconium. The fuel element used in the core of the furnace. If the fuel element is adopted as the fuel element of the core fuel assembly, the function of the second means can be obtained.
【００１９】[0019]
【発明の実施の形態】以下、本発明の第１の実施を図
１，図３，図４，図５を用いて説明する。DETAILED DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS A first embodiment of the present invention will be described below with reference to FIGS.
【００２０】図１は本発明になるブランケット燃料集合
体１の水平断面である。このブランケット燃料集合体１
は、ウラン及びジルコニウムを含む水素化物を充填した
127本の水素化物燃料棒２の束と、それを取り囲むラッ
パ管４、およびそれら水素化物燃料棒２の間の冷却材流
路３から構成される。FIG. 1 is a horizontal sectional view of a blanket fuel assembly 1 according to the present invention. This blanket fuel assembly 1
Filled with hydrides containing uranium and zirconium
It comprises a bundle of 127 hydride fuel rods 2, a wrapper tube 4 surrounding it, and a coolant flow path 3 between the hydride fuel rods 2.
【００２１】本ブランケット燃料集合体１を高速炉とい
う原子炉の炉心に装荷する場合の集合体ピッチは約１６
センチである。ウラン及びジルコニウムを含む水素化物
（Ｕ−Ｚｒ−Ｈ）は、アルゴンガス雰囲気内でウラン
（Ｕ），ジルコニウム（Ｚｒ）の金属片をアーク溶融さ
せた後に高温，高圧の状態で水素（Ｈ）を吸着させて作
る。各金属片の重量割合や温度，圧力等の条件に応じ
て、Ｕ：Ｚｒ：Ｈの原子数比を変えることは可能である
が、ここでは従来技術（３）で得られている実績をベー
スに原子数比Ｕ：Ｚｒ：Ｈ＝１：１０：１５，密度７.
４ｇ／cc の水素化物を用いている。When the blanket fuel assembly 1 is loaded into the core of a fast reactor, the assembly pitch is about 16
Cm. A hydride containing uranium and zirconium (U-Zr-H) is obtained by arc-melting metal pieces of uranium (U) and zirconium (Zr) in an argon gas atmosphere, and then converting hydrogen (H) at high temperature and high pressure. Make by adsorbing. It is possible to change the atomic ratio of U: Zr: H according to the conditions such as the weight ratio of each metal piece, temperature, pressure, etc. Here, based on the results obtained by the conventional technique (3), The atomic ratio U: Zr: H = 1: 10: 15, density 7.
4 g / cc of hydride are used.
【００２２】図３は、従来の技術としても示した電気出
力１００万ｋＷ級の高速炉の炉心断面図ある。FIG. 3 is a cross-sectional view of a core of a fast reactor having an electric power of 1,000,000 kW which is also shown as a conventional technique.
【００２３】本発明の実施の形態である水素化物ブラン
ケット燃料集合体１を原子炉の炉心のブランケット領域
３３に装荷する場合と、形状は同一で通常のウラン酸化
物(ＵＯ2）を燃料物質としたブランケット燃料集合体を
上記ブランケット領域３３に装荷する従来技術の場合の
炉心高さ方向の中央位置における半径方向の高速中性子
束(＞０.１ＭｅＶ）の分布を図４に比較して示す。この
図４より、従来技術を用いた場合の炉心槽７３の高速中
性子照射量に対する設計制限値となる、径方向遮蔽体領
域４１外側の従来技術の高速中性子束の値５２と本発明
の実施例における高速中性子束の値５１がほぼ同じ値に
なる位置は、本発明の実施例の場合、径方向遮蔽体領域
４１の厚さの炉中心側の約１／３の位置となる。When the hydride blanket fuel assembly 1 according to the embodiment of the present invention is loaded in the blanket region 33 of the core of the nuclear reactor, ordinary uranium oxide (UO 2 ) having the same shape as the fuel material is used. The distribution of the fast neutron flux (> 0.1 MeV) in the radial direction at the center position in the core height direction in the case of the prior art in which the blanket fuel assembly thus loaded is loaded in the blanket region 33 is shown in comparison with FIG. From FIG. 4, the value 52 of the prior art fast neutron flux outside the radial shield region 41, which is the design limit value for the fast neutron irradiation amount of the core tank 73 when the prior art is used, and the embodiment of the present invention. In the embodiment of the present invention, the position at which the value 51 of the fast neutron flux is substantially the same is approximately one third of the thickness of the radial shield region 41 on the furnace center side.
【００２４】すなわち、本発明の第１実施例のブランケ
ット燃料集合体１をブランケット領域３３に装荷する
と、図３に示す１００万ｋＷｅ級炉心の径遮蔽体を３層
（288体）から約２／３の１層（１０２体）に約６０％
削減する事ができる。That is, when the blanket fuel assembly 1 according to the first embodiment of the present invention is loaded in the blanket region 33, the diameter shield of the 1,000,000 kWe class core shown in FIG. Approx. 60% for one layer of 3 (102)
Can be reduced.
【００２５】炉心構成要素全体では７５７体から５７１
体まで約２５％の削減となる。同時に、径遮蔽体までの
等価直径では４６８cmから４０６cmに約６０cm小さくで
き、経済性を向上できる。The total core components are 757 to 571
About 25% reduction to the body. At the same time, the equivalent diameter up to the diameter shield can be reduced by about 60 cm from 468 cm to 406 cm, and the economy can be improved.
【００２６】本発明の第１実施例の原子炉の縦断面図は
図５の様になる。この図で２１ａ，２１ｂはそれぞれ内
側，外側炉心燃料領域を、３３はブランケット燃料集合
体１を装荷した径方向ブランケット領域を、３４，３５
はそれぞれ上部／下部の軸方向ブランケット領域を、３
６，３７はそれぞれ上部／下部の軸方向遮蔽体領域を、
また４１は径方向遮蔽体領域をそれぞれ示している。FIG. 5 is a longitudinal sectional view of the nuclear reactor of the first embodiment of the present invention. In this figure, reference numerals 21a and 21b denote inner and outer core fuel regions, respectively, 33 denotes a radial blanket region in which the blanket fuel assemblies 1 are loaded, and 34 and 35.
Denote the upper / lower axial blanket area respectively
6, 37 are upper / lower axial shield areas, respectively.
Reference numeral 41 denotes a radial shield region.
【００２７】主な寸法は、炉心の等価直径は約３.３
ｍ、高さは１.０ｍ、軸方向ブランケット厚さは上下共
３５cmで、増殖比は１以上となっている。従来技術
（２）のブランケット燃料集合体１を水素化ジルコニウ
ム(ＺｒＨ1.6)とウラン酸化物(ＵＯ2)で構成する場合で
は、ウランと水素（Ｈ）の比率を本実施例と同じ１：１
５とするためにはＺｒＨ1.6 棒が１１５本必要となりＵ
Ｏ2 燃料棒は１２本に減少しブランケット燃料集合体に
装荷できるウランの重量が約４０％減少し、増殖比が低
下する。The main dimension is that the equivalent diameter of the core is about 3.3.
m, the height is 1.0 m, the axial blanket thickness is 35 cm for both the upper and lower sides, and the growth ratio is 1 or more. In the case where the blanket fuel assembly 1 of the prior art (2) is composed of zirconium hydride (ZrH 1.6 ) and uranium oxide (UO 2 ), the ratio of uranium to hydrogen (H) is 1: 1 as in the present embodiment.
In order to obtain 5, 115 ZrH 1.6 bars are required and U
The number of O 2 fuel rods is reduced to 12, the weight of uranium that can be loaded on the blanket fuel assembly is reduced by about 40%, and the growth ratio is reduced.
【００２８】本発明の第２実施例では、図２で示した炉
心燃料集合体の軸方向ブランケット２４の断面図を図６
の様に構成する。In the second embodiment of the present invention, a sectional view of the axial blanket 24 of the core fuel assembly shown in FIG. 2 is shown in FIG.
It is configured as follows.
【００２９】ここで、２はウランとジルコニウムを含む
水素化物を充填した水素化物燃料棒である。燃料集合体
のピッチは実施の形態１の水素化物ブランケット燃料集
合体１と同じく約１６cmである。水素化物燃料棒２の本
数は炉心領域と同じく２７１本である。Here, reference numeral 2 denotes a hydride fuel rod filled with a hydride containing uranium and zirconium. The pitch of the fuel assembly is about 16 cm as in the hydride blanket fuel assembly 1 of the first embodiment. The number of hydride fuel rods 2 is 271 as in the core region.
【００３０】第２実施例では、第１実施例と同様に、軸
方向ブランケット燃料に通常のUO2を用いる場合と比べ
て、上部軸方向ブランケット領域及び上部中性子遮蔽体
領域の高速中性子束のレベルが減少するので、図７に示
す様に、上部中性子遮蔽体領域７２の高さが、従来技術
の場合よりも短くできるので、燃料集合体の全長を短く
出来、経済性を向上できる。図中の６１はウラン及びジ
ルコニウムを含む水素化燃料よりなる炉心燃料集合体に
おける上部軸方向ブランケット領域である。In the second embodiment, as in the first embodiment, the level of the fast neutron flux in the upper axial blanket region and the upper neutron shield region is compared with the case where ordinary UO 2 is used for the axial blanket fuel. As shown in FIG. 7, the height of the upper neutron shield region 72 can be made shorter than in the case of the conventional technique, so that the overall length of the fuel assembly can be shortened and the economy can be improved. Reference numeral 61 in the figure denotes an upper axial blanket region in a core fuel assembly made of a hydrogenated fuel containing uranium and zirconium.
【００３１】第２実施例では、上部軸方向ブランケット
領域のみにウランとジルコニウムを含む水素化物を用い
ているが、下部軸方向ブランケット領域にもウランとジ
ルコニウムを含む水素化物を装荷すると、下部方向に存
在する中性子遮蔽体を薄くでき、一層上下方向に短い炉
心燃料集合体が構成でき、その炉心燃料集合体を用いる
原子炉の炉心も自ずと上下方向に小型化し、経済的な構
成を採用できる。In the second embodiment, the hydride containing uranium and zirconium is used only in the upper axial blanket region. However, when the hydride containing uranium and zirconium is also loaded in the lower axial blanket region, The existing neutron shield can be made thinner, a core fuel assembly shorter in the vertical direction can be formed, and the core of the reactor using the core fuel assembly can be naturally downsized in the vertical direction, and an economical configuration can be adopted.
【００３２】上下方向に炉心燃料集合体を短くすると、
その炉心燃料集合体を炉心から抜き出したり逆に装荷し
たりする作業の上下方向のストロークが短くなるし軽量
でもあるからその作業が迅速且つ容易に成せ、且つその
燃料集合体を扱う燃料集合体の取扱い装置が小型軽量化
するという、原子炉を小型化できることに伴う効果が得
られる。更に、使用済み燃料を貯蔵する設備や燃料集合
体を輸送するための容器を小型化できる効果も得られ
る。When the core fuel assembly is shortened in the vertical direction,
The work of extracting the core fuel assembly from the core or loading the core fuel in the reverse direction can be performed quickly and easily because the vertical stroke is short and lightweight, and the fuel assembly handling the fuel assembly The effect of reducing the size and weight of the handling device, that is, the effect of reducing the size of the reactor can be obtained. Further, the effect of reducing the size of the facility for storing the spent fuel and the container for transporting the fuel assembly is also obtained.
【００３３】本発明のいずれの実施例であっても、炉心
を小型化できるので、炉心を格納している原子炉容器の
大きさも小さくなり、原子炉設備全体の経済性を向上で
きる。In any of the embodiments of the present invention, the reactor core can be reduced in size, so that the size of the reactor vessel containing the reactor core can be reduced, and the economy of the entire reactor equipment can be improved.
【００３４】[0034]
【発明の効果】請求項１の発明によれば、原子炉の経済
性を向上するのに貢献できるブランケット燃料集合体が
提供できる。According to the first aspect of the present invention, a blanket fuel assembly that can contribute to improving the economic efficiency of a nuclear reactor can be provided.
【００３５】請求項２の発明によれば、原子炉の経済性
を向上するのに貢献できる炉心燃料集合体が提供でき
る。According to the second aspect of the present invention, it is possible to provide a core fuel assembly that can contribute to improving the economy of a nuclear reactor.
【００３６】請求項３の発明によれば、原子炉の経済性
を向上するのに貢献できる炉心が提供できる。According to the third aspect of the present invention, it is possible to provide a reactor core that can contribute to improving the economy of the nuclear reactor.
【００３７】請求項４の発明によれば、原子炉の経済性
を向上するのにより一層貢献できる炉心が提供できる。According to the fourth aspect of the present invention, it is possible to provide a reactor core which can further contribute to improving the economy of the nuclear reactor.
【００３８】請求項５の発明によれば、原子炉，燃料取
扱い装置，使用済み燃料貯蔵設備、及び燃料集合体輸送
容器の経済性を向上するのに貢献できる燃料要素が提供
できる。According to the fifth aspect of the present invention, it is possible to provide a fuel element that can contribute to improving the economy of the nuclear reactor, the fuel handling device, the spent fuel storage facility, and the fuel assembly transport container.
【図１】本発明の第１実施例によるブランケット燃料集
合体の水平断面図である。FIG. 1 is a horizontal sectional view of a blanket fuel assembly according to a first embodiment of the present invention.
【図２】高速炉の燃料集合体の縦断面図である。FIG. 2 is a longitudinal sectional view of a fuel assembly of the fast reactor.
【図３】高速炉の炉心の水平断面図である。FIG. 3 is a horizontal sectional view of a core of the fast reactor.
【図４】本発明の第１実施例の中性子減速効果を表す、
炉心半径方向の高速中性子束の分布図である。FIG. 4 shows a neutron moderating effect of the first embodiment of the present invention.
It is a distribution diagram of a fast neutron flux in the core radial direction.
【図５】本発明の第１実施例の原子炉の炉心の縦断面図
である。FIG. 5 is a longitudinal sectional view of a core of the nuclear reactor of the first embodiment of the present invention.
【図６】本発明の第２実施例による炉心燃料集合体の上
部軸方向ブランケット部での水平断面図である。FIG. 6 is a horizontal sectional view of an upper axial blanket portion of a core fuel assembly according to a second embodiment of the present invention.
【図７】本発明の第２実施例による炉心燃料集合体の縦
断面図である。FIG. 7 is a longitudinal sectional view of a core fuel assembly according to a second embodiment of the present invention.
１…ブランケット燃料集合体、２…水素化物燃料棒、３
…冷却材流路、４…ラッパ管、２１…高速炉の炉心燃料
集合体、２１ａ…内側炉心燃料領域、２１ｂ…外側炉心
燃料領域、２２…被覆管、２３…核燃料物質、２４，２
６…ブランケット燃料ペレット、２５…ラッパ管、２７
…ガスプレナム、２８…冷却材流出部、２９…冷却材流
入部、３２…炉心燃料領域、３３…径方向ブランケット
領域、３４…上部軸方向ブランケット領域、３５…下部
軸方向ブランケット領域、３６…上部軸方向遮蔽体領
域、３７…下部軸方向遮蔽体領域。1 ... blanket fuel assembly, 2 ... hydride fuel rod, 3
... coolant flow path, 4 ... wrapper tube, 21 ... core fuel assembly of fast reactor, 21a ... inner core fuel area, 21b ... outer core fuel area, 22 ... cladding pipe, 23 ... nuclear fuel material, 24, 2
6 ... blanket fuel pellets, 25 ... trumpet tube, 27
... gas plenum, 28 ... coolant outlet, 29 ... coolant inlet, 32 ... core fuel area, 33 ... radial blanket area, 34 ... upper axial blanket area, 35 ... lower axial blanket area, 36 ... upper axis Direction shield region, 37 ... lower axial direction shield region.
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 十亀 求 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 小林 薫 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 ──────────────────────────────────────────────────続 き Continuing on the front page (72) Inventor Noboru Togame 3-1-1, Sachimachi, Hitachi-City, Ibaraki Pref. Hitachi, Ltd. Hitachi Plant (72) Inventor Kaoru Kobayashi 3-1-1 Sachicho, Hitachi-City, Ibaraki No. 1 Inside Hitachi, Ltd. Hitachi Plant
Claims (5)
充填した水素化物燃料棒と、前記水素化物燃料棒の複数
本を取り囲むラッパ管と、及び前記水素化物燃料棒の間
の冷却材流路とを備えた原子炉の炉心に用いられるブラ
ンケット燃料集合体。1. A hydride fuel rod filled with a hydride containing uranium and zirconium, a wrapper tube surrounding a plurality of the hydride fuel rods, and a coolant flow path between the hydride fuel rods. A blanket fuel assembly used for the core of a nuclear reactor equipped.
記燃料要素の複数本を取り囲むラッパ管と、及び前記燃
料要素の間の冷却材流路とを備えた原子炉の炉心に用い
られる炉心燃料集合体において、前記燃料要素内におけ
る前記プルトニウムの内蔵領域の少なくとも一端側にウ
ラン及びジルコニウムを含む水素化物燃料を充填した事
を特徴とする原子炉の炉心に用いられる炉心燃料集合
体。2. A core fuel for use in a reactor core comprising a fuel element containing plutonium, a wrapper tube surrounding a plurality of the fuel elements, and a coolant flow path between the fuel elements. A core fuel assembly for use in a nuclear reactor core, wherein at least one end of the plutonium-containing region in the fuel element is filled with a hydride fuel containing uranium and zirconium.
を、そのブランケット領域の外側に中性子遮蔽体の装荷
領域を備えた原子炉の炉心において、前記ブランケット
領域に請求項１のブランケット燃料集合体を装荷してあ
ることを特徴とした原子炉の炉心。3. A reactor core having a blanket region outside the core fuel region and a neutron shield loading region outside the blanket region, wherein the blanket region is loaded with the blanket fuel assembly according to claim 1. The core of a nuclear reactor characterized by the following.
２の炉心燃料集合体を装荷してあることを特徴とした原
子炉の炉心。4. A reactor core according to claim 3, wherein the core fuel assembly according to claim 2 is loaded in the core fuel region.
て、前記プルトニウムの内蔵領域の少なくとも一端側の
前記燃料要素内にウラン及びジルコニウムを含む水素化
物燃料を充填した事を特徴とした原子炉の炉心に用いら
れる燃料要素。5. A reactor core containing plutonium, characterized in that at least one end of the plutonium-containing region is filled with a hydride fuel containing uranium and zirconium. The fuel element used.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP10161737A JPH11352272A (en) | 1998-06-10 | 1998-06-10 | Reactor core and fuel assembly and fuel element used for the core |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP10161737A JPH11352272A (en) | 1998-06-10 | 1998-06-10 | Reactor core and fuel assembly and fuel element used for the core |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH11352272A true JPH11352272A (en) | 1999-12-24 |
Family
ID=15740936
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP10161737A Pending JPH11352272A (en) | 1998-06-10 | 1998-06-10 | Reactor core and fuel assembly and fuel element used for the core |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH11352272A (en) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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| JP2014209121A (en) * | 2014-06-03 | 2014-11-06 | トリウム・パワー、インクＴｈｏｒｉｕｍ Ｐｏｗｅｒ，Ｉｎｃ． | Fuel element, fuel assembly, and method for manufacturing the fuel element |
| US9355747B2 (en) | 2008-12-25 | 2016-05-31 | Thorium Power, Inc. | Light-water reactor fuel assembly (alternatives), a light-water reactor, and a fuel element of fuel assembly |
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| US10170207B2 (en) | 2013-05-10 | 2019-01-01 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
| US10192644B2 (en) | 2010-05-11 | 2019-01-29 | Lightbridge Corporation | Fuel assembly |
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-
1998
- 1998-06-10 JP JP10161737A patent/JPH11352272A/en active Pending
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