JPS6242095A - Boiling water type reactor - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.

Description

【発明の詳細な説明】 ［発明の技術分野］ 本発明は局所出力分布を平坦化しかつ燃料経済性を向上
させた沸騰水型原子炉に関する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Technical Field of the Invention] The present invention relates to a boiling water nuclear reactor with flattened local power distribution and improved fuel economy.

［発明の技術的背碩とその問題点］ 従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の炉心は第１１図に示
すように、チャネルボックス１内に多数の燃料棒２およ
びウォータロッド３を規則的に配置した燃料集合体４を
十字型制御棒５の周囲に配置し、これを一つのユニット
として多数のユニットを配置した構造を有している。[Technical background of the invention and its problems] As shown in FIG. 11, in the core of a conventional boiling water reactor (BWR), a large number of fuel rods 2 and water rods 3 are regularly arranged in a channel box 1. The fuel assembly 4 is arranged around a cross-shaped control rod 5, and the fuel assembly 4 is arranged as one unit, and has a structure in which a large number of units are arranged.

燃料集合体のチャネルボックス１は集合体と集合体との
間の流路の仕切り、燃料集合体の強度維持、制御棒と制
御棒の接触による破＠事故の防止等の役割をしており、
機械強度上優れた構造となっているが、チャネルボック
スによって沸騰水と非沸騰水とが仕切られる構造となっ
ているので、減速材の分布は不均一となり、そのため種
々の欠点を有している。例えばチャネル内では中性子の
減速効果が低下するために局所出力分布歪を生じ、出力
平坦化のために燃料棒内の核燃料濃縮度を燃料棒の配置
位置によって変える必要があり、従来は４ないし６種類
のウラン濃縮度を必要としていた。そして、このように
濃縮度が均一化されていない場合には、均一化された場
合に比べて反応反別１坪が小さくなり、燃料経済上不利
となっている。The channel box 1 of the fuel assembly plays the role of partitioning the flow path between the assemblies, maintaining the strength of the fuel assembly, and preventing damage due to contact between control rods.
Although it has an excellent structure in terms of mechanical strength, it has a structure in which boiling water and non-boiling water are separated by a channel box, so the distribution of the moderator becomes uneven, resulting in various drawbacks. . For example, the deceleration effect of neutrons decreases in the channel, causing local power distribution distortion, and in order to flatten the power, it is necessary to change the nuclear fuel enrichment within the fuel rod depending on the location of the fuel rod. required different uranium enrichment levels. If the enrichment is not made uniform in this manner, the reaction sheet size per tsubo becomes smaller than in the case where the enrichment is made uniform, which is disadvantageous in terms of fuel economy.

一方、１字型制御棒は機械強度的には優れているが、水
ギヤツプ部分に位置しているために制御棒挿入によって
片寄った局所出力分布中を生じ、燃焼の進み方も不均一
となる。On the other hand, single-shaped control rods have excellent mechanical strength, but because they are located in the water gap, insertion of the control rods creates a local power distribution that is uneven, and the combustion progress is uneven. .

［発明の目的］ 本発明は上記情況に鑑みてなされたもので、局所出力分
布を平坦化すると共に燃料経済性を向上させ、かつ制御
棒操作に伴なう局所的な出力歪を減少させ、制御棒価値
を増すことのできる沸騰水型原子炉を提供７ることを目
的とするものである。[Object of the Invention] The present invention has been made in view of the above circumstances, and it flattens the local power distribution, improves fuel economy, and reduces local power distortion accompanying control rod operation. The purpose is to provide a boiling water reactor that can increase the value of control rods.

［発明の概要］ 本発明は多数の燃料棒およびウォータロッドを規則的に
配置してなる燃料集合体と該燃料集合体の配置位置に挿
入可能な制御棒からなる沸騰水型原子炉において、前記
制御棒がクラスタ型制御棒であり、かつ該クラスタ型制
御棒の各中性子吸収棒が前記燃料集合体の少なくとも一
部のウォータロッドと同じ位置にあって該ウォータロッ
ドを案内管としてウォータロッド内を上下動するように
なっていることを特徴とする沸騰水型原子炉に関する。[Summary of the Invention] The present invention provides a boiling water nuclear reactor comprising a fuel assembly in which a large number of fuel rods and water rods are regularly arranged, and a control rod that can be inserted into the arrangement position of the fuel assembly. The control rod is a cluster type control rod, and each neutron absorption rod of the cluster type control rod is located at the same position as at least a part of the water rods of the fuel assembly, and the water rod is used as a guide tube to move inside the water rod. This invention relates to a boiling water nuclear reactor characterized by being able to move up and down.

すなわち本発明の原子炉においては、燃料集合体の少な
くとも一部のウォータロッドを制御棒の各中性子吸収棒
の案内管とするもので、このように制御棒の中性子吸収
棒を配置したことにより、従来制御棒が挿入された水ギ
ヤツプ部分をなくして燃料集合体の断面積を従来の２〜
４倍にすることができ、燃料経済性を損うことなく出力
平坦化を図ることができる。That is, in the nuclear reactor of the present invention, at least part of the water rods of the fuel assembly is used as a guide tube for each neutron absorption rod of the control rod, and by arranging the neutron absorption rods of the control rod in this way, By eliminating the water gap where conventional control rods are inserted, the cross-sectional area of the fuel assembly has been reduced from
It can be quadrupled, and output can be flattened without impairing fuel economy.

［発明の実施例］ 本発明の実施例を図面を参照して説明する。[Embodiments of the invention] Embodiments of the present invention will be described with reference to the drawings.

第１図（Ａ）は本発明の一実施例を示す燃料集合体およ
び制御棒の配置図であり、第２図は第１図（Ａ）の一部
拡大図である。また第１図（Ｂ）は従来の原子炉の燃料
集合体および制御棒の配置図であり、第１図（Ａ）の燃
料集合体の大ぎさを従来のそれと対比して説明するため
に示したものである。第１図（Ａ）の燃料集合体の正方
形の一辺の長さは第１図（Ｂ）の燃料集合体４体からな
るユニットの正方形の一辺の長さと同じであり、したが
って第１図（Ａ）の燃料集合体の断面積は従来のそれの
４倍の大きさをもっている。FIG. 1(A) is a layout diagram of a fuel assembly and control rods showing one embodiment of the present invention, and FIG. 2 is a partially enlarged view of FIG. 1(A). Furthermore, Fig. 1 (B) is a layout diagram of the fuel assembly and control rods of a conventional nuclear reactor, and is shown to explain the size of the fuel assembly in Fig. 1 (A) in comparison with that of a conventional nuclear reactor. It is something that The length of one side of the square of the fuel assembly in FIG. 1(A) is the same as the length of one side of the square of the unit consisting of four fuel assemblies in FIG. 1(B). ) has a cross-sectional area four times larger than that of the conventional fuel assembly.

まず、第１図（Ａ＞に示す燃料集合体は４つのサブバン
ドル１２がチャネルボックス１１内に設置されて構成さ
れており、各サブバンドルは別々に交換可能となってい
る。燃料集合体の水平方向の減速材分布の均一化を図る
ため集合体中央部でウォータロッド本数が増加しており
、全体で２０本、各サブバンドルには５本となっている
。各サブバンドルの燃料棒１３の本数は６１本で９行９
列の配置となっている（従来は８行８列）。First, the fuel assembly shown in FIG. In order to equalize the horizontal moderator distribution, the number of water rods is increased in the center of the assembly, 20 in total, 5 in each subbundle.13 fuel rods in each subbundle. The number of lines is 61, 9 lines 9
The layout is in columns (conventionally 8 rows and 8 columns).

サブバンドルのウォータロッド５本のうち３本は制御棒
の中性子吸収棒の案内管を兼ねており、中性子吸収棒１
５がウォータロッド１４′　の管内を上下動するように
なっている。この例では１２本の中性子吸収棒を使用し
ているが、さらにその本数を増１ことら可能である。ま
た、燃料棒径、燃料棒間ピッチ等の燃料単位セル基本寸
法は従来のものと同じであり、また集合体平均の水対燃
料体積比、チャネル内流路面積等も従来のＢＷＲ格子と
同じであって、基本核特性は従来のものと同程度となっ
ている。チャネルボックス１１の外側は従来のものと同
じ幅の水ギヤツプ部となっている。Three of the five water rods in the sub-bundle also serve as guide tubes for the neutron absorption rod of the control rod, and the neutron absorption rod 1
5 is adapted to move up and down within the tube of the water rod 14'. Although 12 neutron absorption rods are used in this example, it is possible to further increase the number by one. In addition, the basic fuel unit cell dimensions such as fuel rod diameter and pitch between fuel rods are the same as conventional ones, and the aggregate average water-to-fuel volume ratio, channel area, etc. are also the same as conventional BWR grids. Therefore, the basic nuclear properties are on the same level as the conventional ones. The outside of the channel box 11 is a water gap portion having the same width as the conventional one.

第３図は第２図のＡ−Ａ’線に沿う縦断面図である。燃
料棒１３およびウォータロッド１４は従来の燃料集合体
と同じように上部タイブレート１６および下部タイブレ
ート１７に支持されているが固定されていず、上部はス
プリング２２を介して上部タイブレートに挿入されてい
る。これに対してウォータロッドのうち中性子吸収棒１
５の案内管となっているウォータロッド１４′　は下部
タイブレート１７に固定されている。この案内管となっ
ているウォータロッド１４′　は他のウォータロッドと
同様に上部と下部に通水孔１８があけられ、水が出入り
づる構造となっている。制御棒の中性子吸収棒１５の先
頭部分１９は水の流れをよくするために外周面に切れ目
を入れた構造となっている。燃料棒は通常の燃料棒ど同
じく燃料ペレット２０およびプレナムスプリング２１を
有している。なお第３図中左端２本の燃料棒は外形だけ
を示し断面は省略しである。FIG. 3 is a longitudinal sectional view taken along line AA' in FIG. 2. The fuel rods 13 and the water rods 14 are supported by an upper tie plate 16 and a lower tie plate 17 like a conventional fuel assembly, but are not fixed, and the upper part is inserted into the upper tie plate via a spring 22. On the other hand, among the water rods, neutron absorption rod 1
A water rod 14', which serves as a guide tube of No. 5, is fixed to the lower tie plate 17. The water rod 14', which serves as a guide tube, has water holes 18 at its upper and lower parts, like other water rods, so that water can enter and exit. The leading portion 19 of the neutron absorption rod 15 of the control rod has a structure in which cuts are made on the outer peripheral surface to improve the flow of water. The fuel rod has fuel pellets 20 and a plenum spring 21, like a conventional fuel rod. It should be noted that the two fuel rods at the left end in FIG. 3 are shown only their outer shapes and their cross sections are omitted.

第３図において中性子吸収棒１５は下部から挿入され、
全挿入したときに中性子吸収体有効部分の上端位Ｍｕが
燃料棒の燃料有効部分の上端位Ｍｗと揃うように設定さ
れている。また、中性子吸収棒を引抜いたときは、全引
抜きの時点で中性子吸収体上端位置Ｕが燃料有効部分の
下端位置Ｘと揃うように設定されている。In FIG. 3, the neutron absorption rod 15 is inserted from the bottom,
When fully inserted, the upper end Mu of the neutron absorber effective portion is set to be aligned with the upper end Mw of the fuel effective portion of the fuel rod. Further, when the neutron absorbing rod is pulled out, the upper end position U of the neutron absorber is set to be aligned with the lower end position X of the fuel effective portion at the time of complete withdrawal.

第４図は上記実施例の燃料集合体と従来の燃料集合体に
ついて出力運転時における無限増倍率の燃焼変化を示し
たものである。図中曲線ａは上記実施例、曲線すは従来
例であり、燃料集合体平均濃縮度はいずれも３．０％で
ある。この図から明らかなように、本発明実施例は従来
例より燃焼度全般にわたって反応度が高く、燃料経済上
有利であることがわかる。したがって本発明実施例では
２／ｒｕ　ａ縮度を低減するか、あるいはサイクル毎に
取り替える燃料集合体数を減らすことによって、ウラン
所要針の低減を図ることが可能どなり、従来例より約１
０％の節約となる。FIG. 4 shows the combustion change of the fuel assembly of the above embodiment and the conventional fuel assembly at an infinite multiplication factor during output operation. In the figure, curve a is the above-mentioned example, curve 2 is the conventional example, and the fuel assembly average enrichment is 3.0% in both cases. As is clear from this figure, the example of the present invention has a higher reactivity over the entire burnup than the conventional example, and is advantageous in terms of fuel economy. Therefore, in the embodiment of the present invention, by reducing the 2/ru a reduction degree or by reducing the number of fuel assemblies replaced in each cycle, it is possible to reduce the uranium requirement by about 1% compared to the conventional example.
0% savings.

次に上記６例について局所出力分布を比較する。Next, the local output distributions of the above six examples will be compared.

第５図は本実施例の制御棒未挿入時の局所出力分布であ
り、第６図は従来例の制御棒未挿入時の局所出力分布で
ある。両例とも濃縮度は３．０％で均一とし、未燃焼時
４０％ボイド率の場合である。本実施例ではピーキング
係数が１．２２従来例では１．３６となって、本実施例
の方が０．１４小さくなっている。また本実施例ではバ
ンドル中央部での局所出力が高くなっており、出力分子
りがより平坦化されているのがわかる。FIG. 5 shows the local power distribution of this embodiment when the control rods are not inserted, and FIG. 6 shows the local power distribution of the conventional example when the control rods are not inserted. In both cases, the enrichment level is uniform at 3.0%, and the void ratio is 40% when unburned. In this embodiment, the peaking coefficient is 1.22, whereas in the conventional example it is 1.36, which is 0.14 smaller in this embodiment. Furthermore, in this example, it can be seen that the local output at the center of the bundle is high, and the output molecule is more flattened.

同様に制御棒挿入時の場合について局所出力分布を比較
したのが第７図および第８図である。第７図は本実施例
の場合、第８図は従来例の場合である。ここでは両者の
制御棒反応度価値は同じとしている。本実施例ではピー
キング係数が１．５３　。Similarly, FIG. 7 and FIG. 8 compare the local power distribution in the case of control rod insertion. FIG. 7 shows the case of this embodiment, and FIG. 8 shows the case of the conventional example. Here, both control rod reactivity values are assumed to be the same. In this example, the peaking coefficient is 1.53.

従来例では１．９１となって、本実施例の方が０．３８
小さくなっている。このピーキング係数の差は制御棒未
挿入時での従来例と本実施例の差より大きくなっており
、本発明により制御棒挿入時の出力歪はより小さくなる
ことがわかる。In the conventional example, it is 1.91, and in this example, it is 0.38.
It's getting smaller. This difference in peaking coefficient is larger than the difference between the conventional example and this embodiment when the control rod is not inserted, and it can be seen that the output distortion when the control rod is inserted is further reduced by the present invention.

上記実施例では１つのバンドルを４つのサブバンドルに
より構成したが、第９図に示すようにこれを１体のバン
ドルとして構造を簡単化することも可能である。またバ
ンドル断面形状は必ずしも正方形に限定されるものでは
なく、例えば４つのコーナーの燃料棒を１個取り除いて
ヂャンネルボックスのコーナーの角を鈍角にするとか曲
線にしてもよい。また第１０図に示すようにバンドル中
央部に中性子吸収棒を配置することもできる。In the above embodiment, one bundle is composed of four sub-bundles, but it is also possible to simplify the structure by forming one bundle as shown in FIG. 9. Further, the cross-sectional shape of the bundle is not necessarily limited to a square; for example, one fuel rod at each of the four corners may be removed to make the corners of the channel box obtuse, or the corners may be curved. Further, as shown in FIG. 10, a neutron absorption rod can be placed in the center of the bundle.

また、中性子吸収棒１本あたりの中性子吸収材（ボロン
カーバイド、ハフニウム等）の量を減らし、代りに中性
子吸収棒本数を増すことによって制御棒価値を変えずに
制御棒挿入時の水排除量を増すことも可能であり、この
場合はいわゆるスペクトラムシフト運転が可能となり、
燃料経済性を更に向上させることができる。In addition, by reducing the amount of neutron absorbing material (boron carbide, hafnium, etc.) per neutron absorbing rod and increasing the number of neutron absorbing rods, the amount of water removed when the control rod is inserted can be reduced without changing the value of the control rod. In this case, so-called spectrum shift operation becomes possible.
Fuel economy can be further improved.

［発明の効果］ 以上説明したように、本発明によれば沸騰水型原子炉に
おいて制御棒をクラスタ型とし、中性子吸収棒が燃料集
合体のウォータロッド内を上下動できるようにしたので
、燃料集合体の断面積の大型化が可能となり、しかも局
所出力分布の歪を小さくすることができる。したがって
本発明の原子炉では局所出力分布を平坦化しながら燃料
経済性を向上させることができる。[Effects of the Invention] As explained above, according to the present invention, the control rods in a boiling water nuclear reactor are of a cluster type, and the neutron absorption rods are able to move up and down within the water rods of the fuel assembly. It becomes possible to increase the cross-sectional area of the aggregate, and furthermore, it is possible to reduce the distortion of the local output distribution. Therefore, in the nuclear reactor of the present invention, fuel economy can be improved while flattening the local power distribution.

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

第１図（△）は本発明の一実施例を示す燃料集合体およ
び制御棒の中性子吸収棒の配置図、第１図（８）は第１
図（Ａ）の燃料集合体の大きさを従来例と対比するため
に示した従来の燃料集合体および制御棒の配置図、第２
図は第１図（Ａ）の一部拡大図、第３図は第２図の八−
Ａ′線に沿う縦断面図、第４図は本発明の実施例と従来
例とについて無限増倍率の燃焼変化を示す図、第５図お
よび第６図はそれぞれ本発明実施例および従来例の制御
棒未挿入時の局所出力分布図、第７図および第８図はそ
れぞれ本発明実施例および従来例の制御棒挿入時の局所
出力分布図、第９図および第１０図はそれぞれ本発明の
他の実施例を示す燃料集合体および制御棒の中性子吸収
棒の配置図、第１１図は従来の燃料集合体および制御棒
の配置図である。 １１・・・チャネルボックス １３・・・燃料棒 １４・・・ウォータロッド １４′　・・・案内管となっているウォータロッド１５
・・・中性子吸収棒 （８７３３）代理人　弁理士　猪　股　祥　晃（ほか１
名） 第２図 〜　　−１寸　辱や Ｎ　　　　　　＼　　　＼　　　　＼ Ｎ　寸　−′−）　　　　　幻 第　　５　　図 第　　６　　因 第　　７　　図 第８図 −℃　寸　勺゛寸Figure 1 (△) is a layout diagram of neutron absorption rods in a fuel assembly and control rod showing one embodiment of the present invention, and Figure 1 (8) is a
A layout diagram of a conventional fuel assembly and control rods, shown to compare the size of the fuel assembly in Figure (A) with a conventional example.
The figure is a partially enlarged view of Figure 1 (A), and Figure 3 is a partially enlarged view of Figure 2.
FIG. 4 is a longitudinal cross-sectional view taken along line A', FIG. 4 is a diagram showing the combustion change of the infinite multiplication factor for the embodiment of the present invention and the conventional example, and FIGS. 5 and 6 are diagrams for the embodiment of the present invention and the conventional example, respectively. 7 and 8 are local power distribution diagrams when control rods are inserted in the embodiment of the present invention and the conventional example, respectively. A layout diagram of neutron absorption rods in a fuel assembly and a control rod showing another embodiment, and FIG. 11 is a layout diagram of a conventional fuel assembly and control rods. 11...Channel box 13...Fuel rod 14...Water rod 14'...Water rod 15 serving as a guide pipe
...Neutron Absorption Rod (8733) Agent Patent Attorney Yoshiaki Inomata (and 1 others)
name) Fig. 2 ~ -1 sun Humiliation and N \ \ \ N size -'-) Illusion Fig. 5 Fig. 6 Cause 7 Fig. 8 - ℃ size 勺゛

Claims (2)

【特許請求の範囲】[Claims] （１）多数の燃料棒およびウォータロッドを規則的に配
置してなる燃料集合体と該燃料集合体配置位置に挿入可
能な制御棒を有する沸騰水型原子炉において、前記制御
棒がクラスタ型制御棒であり、かつ該クラスタ型制御棒
の各中性子吸収棒が前記燃料集合体の少なくとも一部の
ウォータロッドと同じ位置にあって該ウォータロッドを
案内管としてウォータロッド内を上下動するようになっ
ていることを特徴とする沸騰水型原子炉。(1) In a boiling water reactor having a fuel assembly formed by regularly arranging a large number of fuel rods and water rods, and a control rod that can be inserted into the fuel assembly arrangement position, the control rod is controlled by a cluster type. and each neutron absorption rod of the cluster type control rod is located at the same position as at least a portion of the water rods of the fuel assembly and moves up and down within the water rod using the water rod as a guide tube. A boiling water reactor characterized by: （２）燃料集合体がウォータロッド５本を有する９行９
列燃料棒配置のサブバンドル４体から構成され、上記５
本のウォーターロッドのうち３本に中性子吸収棒が挿入
される特許請求の範囲第１項記載の沸騰水型原子炉。(2) 9 rows 9 in which the fuel assembly has 5 water rods
It is composed of four sub-bundles arranged in rows of fuel rods, and the above-mentioned five
The boiling water nuclear reactor according to claim 1, wherein neutron absorption rods are inserted into three of the water rods.