JPS6365396A - Fuel aggregate - Google Patents
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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) [Abstract] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の目的〕
（産業上の利用分野）
本発明は短尺燃料棒を備えた沸騰水型原子炉の燃料集合
体に関する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Object of the Invention] (Industrial Application Field) The present invention relates to a fuel assembly for a boiling water reactor equipped with short fuel rods.
（従来の技術）
一般に沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲという）の炉心には
数百本の燃料集合体が装架されており、これらの燃料集
合体は並列的に配置されている。(Prior Art) Generally, several hundred fuel assemblies are installed in the core of a boiling water reactor (hereinafter referred to as BWR), and these fuel assemblies are arranged in parallel.
またその出力状態は以下のようになっている。すなわち
燃料集合体の燃料チャンネル内の下部は、完全なサブク
ール状態にある単相（液相）流部となっており、その上
方は沸騰開始状態にあるサブクール沸騰部であり、上部
は加熱が進行して飽和状態となった冷却材と気相（ボイ
ド）とが混在するバルク沸騰部（二相流部）となってい
る。The output status is as follows. In other words, the lower part of the fuel channel of the fuel assembly is a single-phase (liquid phase) flow part that is in a completely subcooled state, the upper part is a subcooled boiling part that is in a boiling state, and the upper part is a part where heating is progressing. This is a bulk boiling section (two-phase flow section) in which the saturated coolant and the gas phase (voids) coexist.
上記構成において、例えば燃料チャンネルの入口流量が
振動している場合を考えてみる。上記撮動により上記単
相流部にエンタルピ外乱の流れに沿った伝播が発生する
とともに、冷却材の温度が飽和状態に達する点である沸
騰境界（以下ＢＢという）は、上記エンタルピの外乱に
よって振動する。このように流量と単相流動の長さが撮
動する結果、単相流部の圧力損失も振動する。そして上
記ＢＢの振動は換言すればその点におけるボイド率ある
いはクォリティの振動であり、これが流れにそって伝播
し、同時に二相流部の流速も振動する。このようなボイ
ド率および流速の外乱ｔよ、ＢＢの振動による二相流部
の長さの振動と相まって、二相流部の圧力損失の外乱を
引起す。また燃料集合体全体の圧力損失は境界条件とし
て与えられ、数百本の伯の燃料集合体によって決定され
る。In the above configuration, consider, for example, a case where the inlet flow rate of the fuel channel is oscillating. As a result of the above imaging, enthalpy disturbance propagates along the flow in the single-phase flow section, and the boiling boundary (hereinafter referred to as BB), which is the point at which the temperature of the coolant reaches a saturated state, vibrates due to the enthalpy disturbance. do. As a result of measuring the flow rate and the length of the single-phase flow in this way, the pressure loss in the single-phase flow section also oscillates. In other words, the vibration of the BB is a vibration of the void ratio or quality at that point, and this propagates along the flow, and at the same time, the flow velocity of the two-phase flow section also vibrates. Such a disturbance t in the void ratio and flow velocity, in combination with the vibration in the length of the two-phase flow section due to the vibration of BB, causes a disturbance in the pressure loss in the two-phase flow section. In addition, the pressure loss across the fuel assembly is given as a boundary condition and determined by several hundred fuel assemblies.
また上述した二相流部の圧力損失の外乱は、その大きさ
が等しく符号が逆の圧力損失変化を単相流部に与える。Further, the above-mentioned disturbance in the pressure loss of the two-phase flow section gives a pressure loss change of equal magnitude and opposite sign to the single-phase flow section.
このような現象によって燃料チャンネルの入口流量の振
動が助長され（不安定の場合）あるいは減衰される（安
定の場合）。ここ（安定とは、いわゆるチャンネル水力
学的安定性が保持された状態をいう。そしてさらに燃料
ヂャンネル内の熱水力特性とボイドの反応度係数による
原子炉核特性との結合が炉心の安定性に新たな影響を及
ぼすことになる。これらのことから炉心入口部における
圧力外乱に対して炉心流量のゲインおよび位相遅れを抑
制する為には、燃料チャンネル内における二相流部に対
する単相流部の割合を大きくして、外乱により二相流部
が受ける影響度を低減する、換言すれば単相流部により
外乱による影響を効果的に抑制すればよいことがわかる
。Such phenomena either enhance (in unstable cases) or dampen (in stable cases) oscillations in the inlet flow rate of the fuel channel. Here (stability) refers to a state in which the so-called channel hydraulic stability is maintained.Furthermore, the combination of the thermal-hydraulic characteristics within the fuel channel and the reactor core characteristics due to the void reactivity coefficient maintains the stability of the reactor core. Therefore, in order to suppress the gain and phase delay of the core flow rate due to pressure disturbances at the core inlet, it is necessary to It can be seen that the influence of disturbances on the two-phase flow section can be reduced by increasing the ratio of , or in other words, the influence of disturbances can be effectively suppressed by the single-phase flow section.
以上に示す目的から考案されたものが、短尺燃料棒、低
圧損型のウォータロッド、上部タイプレート、スペーサ
を装着した燃料集合体である。例えば低圧損型のウォー
タロッドには横断面積が通常燃料棒の２倍以上を有し、
上・下端部の少なくとも上端部を通常燃料棒の１本捏度
に細径化したつを一タロツド、あるいは短尺のウォータ
ロッドが考案されている。また、低圧損型上部タイプレ
ートあるいはスペーサには薄肉化又は形状の変更によっ
て形成されたものがある。さらに、短尺燃料棒において
は、チャンネルボックス内に装架された複数の燃ＩＩ棒
の内、数本の燃料棒を他の燃料棒の長さより短くしてい
る。このため上部タイプレート側に空白部分が形成され
ている。したがって、上部タイプレート側の一部に燃料
棒が存在しない部分が存在している。よってチャンネル
ボックス内は、前述したように下部タイプレート側より
、単相流部、サブクール沸騰部、および二相流部に分離
されており、上記短尺燃料棒の使用により上記二相流部
の圧力損失の低減を図ることが可能となる。さらには低
圧損型ウォータロッド、低圧損型上部タイプレート、及
び低圧損型スペーサの使用により、チャンネルボックス
内の単相流部の二相流部に対する割合が大きくなり、そ
の結果燃料チャンネル内の水力学的安定性の向上ひいて
は炉心安定性の向上を図ることが可能となる。What was devised for the above purpose was a fuel assembly equipped with short fuel rods, a low pressure drop type water rod, an upper tie plate, and a spacer. For example, a low pressure drop type water rod has a cross-sectional area more than twice that of a normal fuel rod,
One tarrod or short water rod has been devised, in which at least the upper end of the upper and lower ends are reduced in diameter to the diameter of one normal fuel rod. Further, some low pressure loss type upper tie plates or spacers are formed by thinning or changing the shape. Furthermore, in the case of short fuel rods, some of the fuel rods among the plurality of combustion II rods installed in the channel box are made shorter than the other fuel rods. For this reason, a blank area is formed on the upper tie plate side. Therefore, there is a portion on the upper tie plate side where no fuel rods are present. Therefore, as mentioned above, the inside of the channel box is separated from the lower tie plate side into a single-phase flow section, a subcooled boiling section, and a two-phase flow section, and the use of the short fuel rods reduces the pressure in the two-phase flow section. This makes it possible to reduce losses. Furthermore, the use of low pressure drop water rods, low pressure drop upper tie plates, and low pressure drop spacers increases the ratio of single-phase flow to two-phase flow in the channel box, resulting in water in the fuel channels. It becomes possible to improve mechanical stability and, by extension, core stability.
（発明が解決しようとする問題点）
上記構成によると、短尺燃料棒、低圧損型ウォータロッ
ド、低圧損型上部タイプレート、及び低圧損型スペーサ
の使用により、燃料チャンネル内の水力学的安定性の向
上を図ることはできるが、さらにその水力学的安定性を
向上させて炉心の安定性の向上を図らんとすることが要
求されている。(Problems to be Solved by the Invention) According to the above configuration, the use of short fuel rods, low pressure drop water rods, low pressure drop upper tie plates, and low pressure drop spacers improves hydraulic stability within the fuel channel. However, it is necessary to further improve the hydraulic stability to improve the stability of the reactor core.
それと同時に、短尺燃料棒、低圧損型ウォータロッド、
低圧損型上部タイプレート及び低圧損型スペーサを使用
した場合、燃料集合体仝休としての圧力損失は短尺燃料
棒、低圧損型ウォータロッド、低圧損型上部タイプレー
ト及び低圧損型スペーサを使用していない燃料集合体に
比べて小さくなり、その結果その圧力損失の減少分だけ
再循環ポンプ等の冷却材駆動力に余裕が発生することに
なるが、その余裕分の有効利用については従来何等考慮
されておらず、その有効利用をも要求されていた。At the same time, short fuel rods, low pressure drop water rods,
When using a low pressure drop type upper tie plate and low pressure drop type spacer, the pressure loss due to fuel assembly rest can be reduced by using a short fuel rod, low pressure drop type water rod, low pressure drop type upper tie plate, and low pressure drop type spacer. As a result, there is a surplus in the coolant driving force of recirculation pumps, etc. due to the reduction in pressure loss, but no consideration has been given to the effective use of this surplus in the past. However, there was a demand for its effective use.
本発明は以上の点に基づいてなされたものでその目的と
するところは、燃料チャンネル内の水力学的安定性の向
上ひいては炉心の安定性の向上を図るとともに、圧力損
失の減少分に相当する冷却材駆動力の有効利用を図るこ
とが可能な燃料集合体を提供することにある。The present invention has been made based on the above points, and its purpose is to improve the hydraulic stability within the fuel channel and, by extension, the stability of the reactor core, and to reduce pressure loss. The object of the present invention is to provide a fuel assembly that can effectively utilize coolant driving force.
（発明の構成〕
（問題点を解決するための手段）
上記目的を達成するために、本発明においては多数本の
燃料棒と１本あるいは複数本のウォータロッドをチャン
ネルボックス内に収容し、その上端部を上部タイプレー
ト、中間部を複数個のスペーサ、下端部を下部タイプレ
ートにより支持してなり、前記燃料棒の１本あるいは複
数本を短尺燃料棒とした燃料集合体において、前記ウォ
ータロッド、上部タイプレート、スペーサの内の少なく
とも一つの圧力損失を低下させて配置し、前記下部タイ
プレートの圧力損失を短尺燃料棒を配置したことによる
圧力損失の低下分と前記ウォータロッド、上部タイプレ
ート、スペーサの内の少なくとも一つの圧力損失を低下
させた分増加させて配置して成ることを特徴とする燃料
集合体を提供する。(Structure of the Invention) (Means for Solving the Problems) In order to achieve the above object, the present invention accommodates a large number of fuel rods and one or more water rods in a channel box. In the fuel assembly in which the upper end portion is supported by an upper tie plate, the middle portion is supported by a plurality of spacers, and the lower end portion is supported by a lower tie plate, and one or more of the fuel rods is a short fuel rod, the water rod , an upper tie plate, and a spacer are arranged to reduce pressure loss, and the pressure loss of the lower tie plate is equal to the pressure loss reduction due to the arrangement of the short fuel rods and the water rod and the upper tie plate. To provide a fuel assembly characterized in that the spacers are arranged such that the pressure loss of at least one of the spacers is increased by a reduced amount.
（作 用）
このように構成された燃料集合体においては、燃料集合
体の下方は単相流の流れであり、この部分に配置された
下部タイプレートの圧力損失が増加し、かつ燃料集合体
の上方の気相流又は二相流の流れの中に配置される上部
タイプレート、つｔ−タロラド、燃料棒の圧力損失が減
少するので、炉心仝圧損中に占める単相流圧力損失の割
合が増加し、燃料チャンネル内の水力学的安定性ひいて
は炉心の安定性を向上させることができる。(Function) In the fuel assembly configured in this way, the flow below the fuel assembly is a single-phase flow, and the pressure loss of the lower tie plate arranged in this area increases, and the lower part of the fuel assembly The upper tie plate, which is placed in the upper gas phase flow or the two-phase flow, reduces the pressure loss of the fuel rods, so the proportion of single-phase flow pressure loss in the core pressure drop decreases. This increases the hydraulic stability within the fuel channels and thus improves the stability of the reactor core.
（実施例）
以下第１図乃至第１４図を参照して本発明の第１の実施
例の構成を説明する。第１図はＢＷＲの概略構成を示す
系統図である。図中符号１は原子炉格納容器を示し、こ
の原子炉格納容器１は図示しない原子炉建屋内に設置さ
れている。上記原子炉格納容器１内には原子炉圧力容器
２が図示しないペデスタル上に設置されている。この原
子炉圧力容器２内には、炉心３が収容されているととも
に、冷却材４が収容されている。上記炉心３は図示しな
い複数の燃料集合体および制御棒等から構成されており
、また冷却材４は再循環系８により強制循環されている
。この再循環系８は、上記炉心３の外周のダウンカマ部
に設置された複数台のジェットポンプ５、原子炉圧力容
器１の外部に設置された再循環ポンプ６およびこれらジ
ェットポンプ５および際循環ポンプ６と間に配設された
再循環系配管７とから構成されている。上記冷却材４は
炉心３を上方に向って流通する際、炉心３の核反応熱に
より昇温し、水と蒸気の二相流状態となる。(Embodiment) The configuration of a first embodiment of the present invention will be described below with reference to FIGS. 1 to 14. FIG. 1 is a system diagram showing a schematic configuration of a BWR. Reference numeral 1 in the figure indicates a reactor containment vessel, and this reactor containment vessel 1 is installed in a reactor building (not shown). Inside the reactor containment vessel 1, a reactor pressure vessel 2 is installed on a pedestal (not shown). Inside the reactor pressure vessel 2, a reactor core 3 and a coolant 4 are accommodated. The reactor core 3 is composed of a plurality of fuel assemblies and control rods (not shown), and the coolant 4 is forcibly circulated by a recirculation system 8. This recirculation system 8 includes a plurality of jet pumps 5 installed in the downcomer section on the outer periphery of the reactor core 3, a recirculation pump 6 installed outside the reactor pressure vessel 1, and these jet pumps 5 and inter-circulation pumps. 6 and a recirculation system piping 7 disposed between them. When the coolant 4 flows upward through the reactor core 3, its temperature increases due to the heat of nuclear reaction in the reactor core 3, resulting in a two-phase flow state of water and steam.
二相流状態となった冷却材４は、上記炉心３の上方に設
けられた気水分離器により水と蒸気とに分離され、その
内蒸気は気水分離器の上方に設けられた蒸気乾燥器に流
入して乾燥され乾燥蒸気となり、原子炉圧力容器１の上
部に接続された主蒸気管９を介してタービン１０に移送
される。一方前記分離された水はダウンカマ部を介して
炉心３の下方に流下し、再度炉心３を上方に流通する。The coolant 4 in a two-phase flow state is separated into water and steam by a steam separator installed above the core 3, and the steam is separated into water and steam by a steam dryer installed above the steam separator. The steam flows into the reactor, becomes dry steam, and is transferred to the turbine 10 via the main steam pipe 9 connected to the upper part of the reactor pressure vessel 1. On the other hand, the separated water flows down the core 3 through the downcomer portion and flows upward through the core 3 again.
上記主蒸気管９の原子炉格納容器１の貫通部前後には、
主蒸気隔離弁（以下Ｈ３ＩＶという）１１および１２が
夫々介挿されている。上記ＭＳＩＶ１２と前記タービン
１０との間には、主蒸気止め弁１３および主蒸気加減弁
１４が順次介挿されている。そして前記タービン１０に
移送された蒸気は、そこでタービン１０を駆動させ、そ
の結果タービン１０に連結された発電機１５が回転する
。タービン１０を駆動させた蒸気は、タービン１０の下
方に設置された復水器１６内に収容され、そこで凝縮液
化され復水となる。この復水は、復水ポンプ１７、給水
加熱器１８、タービン駆動原子炉給水ポンプ１９および
電動機駆動給水ポンプ給水制御弁２０を介して前記原子
炉圧力容器２内に導入され、炉心３下方に給水される。Before and after the penetration of the main steam pipe 9 into the reactor containment vessel 1,
Main steam isolation valves (hereinafter referred to as H3IV) 11 and 12 are inserted, respectively. A main steam stop valve 13 and a main steam control valve 14 are sequentially inserted between the MSIV 12 and the turbine 10. The steam transferred to the turbine 10 drives the turbine 10 there, and as a result, the generator 15 connected to the turbine 10 rotates. The steam that drives the turbine 10 is stored in a condenser 16 installed below the turbine 10, where it is condensed and liquefied to become condensed water. This condensate is introduced into the reactor pressure vessel 2 via the condensate pump 17, feedwater heater 18, turbine-driven reactor feedwater pump 19, and motor-driven water pump feedwater control valve 20, and is then introduced into the reactor pressure vessel 2 to supply water below the reactor core 3. be done.
上記）１ｓＩＶ１２と主蒸気止め弁１３との間の主蒸気
管９と復水器１６との間にはタービンバイパス管２１が
配設されている。このタービンバイパス管２１にはター
ビンバイパス弁２２が介挿されている。すなわち、負荷
遮断が発生した場合には、上記主蒸気加減弁１４が閉弁
し、同時にタービンバイパス弁２２が開弁する。それに
よって蒸気はタービンバイパス管２１を介して復水器１
６に直接導入される。A turbine bypass pipe 21 is disposed between the main steam pipe 9 and the condenser 16 between the 1sIV 12 and the main steam stop valve 13 (above). A turbine bypass valve 22 is inserted into the turbine bypass pipe 21 . That is, when a load cutoff occurs, the main steam control valve 14 is closed, and at the same time, the turbine bypass valve 22 is opened. Thereby, the steam passes through the turbine bypass pipe 21 to the condenser 1
6 is introduced directly.
また前記主蒸気管９のＭＳＩＶｌｌの入口側には、主蒸
気逃し安全弁２３が接続されているとともに、この主蒸
気逃し安全弁２３には主蒸気逃し配管２４が接続されて
いる。この主蒸気逃し配管２４の下端は原子炉圧力容器
２の底部に設けられた圧力抑制室２５内の冷却水２５ａ
中に浸漬されている。そして例えばＭＳＩＶＩＩおよび
１２が開弁して主蒸気圧力が過度に上昇した場合には、
主蒸気逃し安全弁２３が開弁じ、原子炉圧力容器２内の
主蒸気が上記主蒸気逃し管２４を介して圧力抑制室２５
内の水中に導入され、それによって原子炉圧力容器２内
の圧力上昇が抑制される。Further, a main steam relief safety valve 23 is connected to the inlet side of the MSIVll of the main steam pipe 9, and a main steam relief pipe 24 is connected to the main steam relief safety valve 23. The lower end of this main steam relief pipe 24 is connected to cooling water 25a in a pressure suppression chamber 25 provided at the bottom of the reactor pressure vessel 2.
immersed in it. For example, if MSIVII and 12 open and the main steam pressure rises excessively,
The main steam relief safety valve 23 is opened, and the main steam in the reactor pressure vessel 2 is passed through the main steam relief pipe 24 to the pressure suppression chamber 25.
The reactor pressure vessel 2 is introduced into the water inside the reactor pressure vessel 2, thereby suppressing the pressure rise inside the reactor pressure vessel 2.
一］］−
次に上記構成をなすＢＷＲに使用されている燃料集合体
の構成について説明る。第２図は本実施例による燃料集
合体Ｍを示した縦断面図であり、図中符号３２はチャン
ネルボックスを示す。このチャンネルボックス３２内に
は複数本の燃料棒３３が格子状（例えば８行×８列）に
配列されており、その上端部および下端部は上部タイプ
レート３４および下部タイプレート３５により夫々支持
されている。1]]- Next, the configuration of the fuel assembly used in the BWR having the above configuration will be explained. FIG. 2 is a longitudinal sectional view showing the fuel assembly M according to this embodiment, and reference numeral 32 in the figure indicates a channel box. Inside this channel box 32, a plurality of fuel rods 33 are arranged in a grid pattern (for example, 8 rows x 8 columns), and the upper and lower ends are supported by an upper tie plate 34 and a lower tie plate 35, respectively. ing.
またその中間部は数個のスペーサ３６により支持されて
おり、半径方向の振動を防止している。上記複数本の燃
料棒３３の内例えば４本〜６本く図中２本のみ示す）の
燃料棒は短尺燃料棒３３ａである。Further, the intermediate portion is supported by several spacers 36 to prevent vibration in the radial direction. Among the plurality of fuel rods 33, for example, four to six fuel rods (only two are shown in the figure) are short fuel rods 33a.
この短尺燃料棒３３ａは通常の燃料棒３３と比べてその
軸方向の長さが短くなっている。例えば通常の燃料棒３
３の軸方向長さは１４０〜１５０ｉｎＣｈ （３５５６
〜３８１０ＩｒＩＭ）程度であるのに対して、本実施例
で使用している短尺燃料棒３３ａの軸方向長さは６０〜
９０ｉｎｃｈ （１５２４〜２２８６Ｍ ＞である。こ
れは上部タイプレート３４から下方に６０〜９０ｉｎｃ
ｈ （１５２４〜２２８６ｍ ＞短くしたものである。This short fuel rod 33a has a shorter axial length than a normal fuel rod 33. For example, normal fuel rod 3
The axial length of 3 is 140~150inch (3556
~3810IrIM), whereas the axial length of the short fuel rod 33a used in this embodiment is approximately 60~3810IrIM).
90inch (1524~2286M>) This is 60~90inch downward from the upper tie plate 34.
h (1524-2286m > shorter).
ここで短尺燃料棒３３ａを使用する場合その本数および
軸方向長さ等の選定について述べる。すなわち上述した
ようにＢＷＲ商業商業用いられている通常の燃料棒３３
の軸方向長さは、１４０〜１５０１ｎｃｈ （３５５６
〜３８１０＃ｌ＃Ｉ）程度である。そして炉心３０安定
度等を考慮した場合には前述したように短尺燃料棒３３
ａの本数は多ければ多い程よく、また同じ本数であれば
その径が大きＣプれば大きい程よいことになる。しかし
ながら短尺燃料棒３３ａの本数等を決定する場合には、
単にその効果のみを基準にして決定するのではなく、炉
心目標燃焼度達成および燃料集合体の健全性等をも考慮
して決定する必要がある。例えば短尺燃料棒３３ａの本
数が多すぎる場合には、燃料としてのＵＯ２の量が少な
くなりその結果として燃焼時間が短くなってしまう。そ
の際ＬＩ０２１の減少を補充する為にその濃縮度を大き
くした場合には、燃料棒の出力密度が大きくなる為、燃
料棒が破壊する等その健全性を喪失する恐れがある。ま
たその軸方向長さについていえば、例えば短尺燃料棒３
３ａの軸方向長さを短くし過ぎると、炉心軸方向相対出
力分布が下方にひずみ、その結果燃料集合体の下部での
出力ビーキングが大きくなり、燃料集合体の健全性を維
持する上で問題があるのみならず、チャンネルボックス
３２の水力学的安定性を考慮した場合にも好ましいこと
ではない。以上のように短尺燃料棒３３ａの本数および
その軸方向長さは、その短尺燃料棒３３ａが装架される
ＢＷＲの炉心運用計画に基づいて個々に決定されること
が望ましい。本実施例の短尺燃料棒３３ａも同様の方法
によりその本数および軸方向長さを決定されたものであ
り、現在一般に使用している商業炉ＢＷＲを基にしてい
る。Here, when short fuel rods 33a are used, the selection of their number, axial length, etc. will be described. That is, as mentioned above, the normal fuel rod 33 used in BWR commercial
The axial length of is 140 to 1501 nch (3556
~3810#l#I). When considering the stability of the reactor core 30, as mentioned above, the short fuel rods 33
The larger the number of a, the better, and if the number is the same, the larger the diameter C, the better. However, when determining the number of short fuel rods 33a, etc.,
The decision should not be made based solely on its effectiveness, but should also be made in consideration of achieving the target core burnup and the health of the fuel assembly. For example, if the number of short fuel rods 33a is too large, the amount of UO2 as fuel will decrease, resulting in a short combustion time. If the enrichment level is increased in order to compensate for the decrease in LI021, the power density of the fuel rods will increase, so there is a risk that the fuel rods will break or lose their integrity. Regarding the axial length, for example, the short fuel rod 3
If the axial length of 3a is too short, the relative power distribution in the axial direction of the core will be distorted downward, resulting in large power peaking at the bottom of the fuel assembly, which will cause problems in maintaining the integrity of the fuel assembly. Not only is this a problem, but it is also not preferable when considering the hydraulic stability of the channel box 32. As described above, it is desirable that the number of short fuel rods 33a and their axial lengths are individually determined based on the core operation plan of the BWR in which the short fuel rods 33a are installed. The number and axial length of the short fuel rods 33a of this embodiment are determined in the same manner, and are based on the commercial reactor BWR currently in general use.
また将来使用が予想されるＢＷＲ，すなわち燃料棒が（
９Ｘ９）本装架されるＢＷＲの場合には、軸方向長さが
６０〜９０ｉｎｃｈ （１５２４〜２２８６ｍ ＞程度
の短尺燃料棒を８〜１２本装架するのが望ましい。In addition, BWR, that is, fuel rods that are expected to be used in the future (
9X9) In the case of a fully mounted BWR, it is desirable to install 8 to 12 short fuel rods with an axial length of about 60 to 90 inches (1524 to 2286 m).
ここで第３図（Ｑ、υを参照して上部タイプレート３４
の低圧損型の例を説明する。第３図（２）、υにおいて
、この上部タイプレート３４は燃料棒の上端を支持する
ボス３４ａと、これらボス１接続するウェブ３４ｂと、
前記燃料集合体を持ち上げる時に用いるハンドル３４ｃ
とから構成されている。そして、前記ボス３４ａとウェ
ブ３４ｂの機械的強度上の観点からボス３４ａの直径及
びウェブ３４ｂの幅の最適化すなわち最外周及び中央部
以外のウェブ３４ｂを減肉し、さらにボスの直径も適宜
選択して縮少させている。そして以上の構成によって流
路面積を拡大させることができ圧力損失を低下させるこ
とができる。Here, referring to FIG. 3 (Q, υ), the upper tie plate 34
An example of a low pressure loss type will be explained. In FIG. 3(2), υ, this upper tie plate 34 has bosses 34a that support the upper ends of the fuel rods, webs 34b that connect these bosses 1,
Handle 34c used when lifting the fuel assembly
It is composed of. Then, from the viewpoint of the mechanical strength of the boss 34a and the web 34b, the diameter of the boss 34a and the width of the web 34b are optimized, that is, the thickness of the web 34b other than the outermost periphery and the center is reduced, and the diameter of the boss is also selected appropriately. and is being reduced. With the above configuration, the flow path area can be expanded and pressure loss can be reduced.
次に第４図（０，（ハ）を参照してスペーサ３６の低圧
損型の例を説明する。第４図（２）、（ハ）において、
このスペーサ３６は燃料棒を支持する円管素子３６ａを
格子状に配列させ、この格子状に配列した集合体の外側
部を側板３６ｂにて固定して構成されている。Next, an example of a low pressure loss type spacer 36 will be explained with reference to FIG. 4 (0, (c)). In FIG. 4 (2), (c),
The spacer 36 is constructed by arranging cylindrical elements 36a that support fuel rods in a lattice pattern, and fixing the outer side of the lattice arrangement with side plates 36b.
尚、このスペーサ３６の中央部は第２図に示す大径ウォ
ータロッド３７を挿入するために切欠かれている。そし
て、前記円管素子３６ａ及び側板３６ｂについては減肉
されている。これらの構造によって、流速の速い位置に
構造材が配置されていないため、従来より圧力損失を低
下させることができる。Note that the center portion of this spacer 36 is cut out for inserting a large diameter water rod 37 shown in FIG. The thickness of the circular tube element 36a and the side plate 36b is reduced. With these structures, no structural material is placed in a position where the flow velocity is high, so pressure loss can be lowered than in the past.
−ＩＯ−
ここで第５図を参照して低圧損型ウォータロッドについ
て説明する。第５図は前記低圧損型上部タイプレート３
４及び低圧損型スペーサ３６にて低圧損型ウォータロッ
ド３７を支持した状態を示す側面図である。第５図にお
いて、このつｌ−タロラド３７の横断面積は燃料棒３３
の横断面積の４本分あり、このウォータロッド３７の上
端部３７ａの横断面積は燃料棒３３の横断面積の１本分
に細径化されている。-IO- Here, the low pressure loss type water rod will be explained with reference to FIG. Figure 5 shows the low pressure drop type upper tie plate 3.
4 is a side view showing a state in which a low pressure loss type water rod 37 is supported by a low pressure loss type spacer 36. In FIG. 5, the cross-sectional area of this l-talorado 37 is the fuel rod 33.
The cross-sectional area of the upper end portion 37a of this water rod 37 is reduced to the cross-sectional area of one fuel rod 33.
そして、このウォータロッド３７の上部には冷却材出口
孔３７ｂが穿設されている。尚、この低圧損型ウォータ
ロッドには上述の例の他に上端を開放型にした短尺ウォ
ータロッドにしてもよい。A coolant outlet hole 37b is bored in the upper part of the water rod 37. In addition to the above-mentioned example, this low pressure loss type water rod may be a short water rod with an open upper end.
ここで（９Ｘ９）本の燃料棒を装架したＢＷＲにおいて
、軸方向長さが６０ｉｎｃｈ （１５２４履）程度の短
尺燃料棒を８本と、低圧損型ウォータロッド、低圧損型
上部タイプレート、低圧損型スペーサを装架した場合に
ついて、その圧力損失の減少分は実験により求める他に
ＢＷＲ炉心熱水力解析コードにより棹出することができ
る。このＢＷＲ炉心熱水力解析コードはＢＷＲの運転条
件（炉心煎出力、炉心流量、炉心人ロエンタルビ、炉心
圧力等）および燃料集合体の形状等をデータとしてイン
プットし、個々の燃料集合体の下部タイプレートから上
部タイプレートまでの圧力損失が全ての燃料集合体に関
して等しくなるように夫々の燃料集合体の流量配分等を
計算するフードである。第６図はかかる計算コードを使
用して下部タイプレート３５の圧力損失をいくらにすれ
ば短尺燃料棒３３ａ１低圧損型上部タイプレート３４、
低圧損型スペーサ３６及び低圧損型ウォータロッド３７
を備えた燃料集合体の圧力損失を短尺燃料棒３３ａ、低
圧損型上部タイプレート３４、低圧損型スペーサ３６及
び低圧損型ウォータロッド３７を有しない現行の燃料集
合体の圧力損失と等しくすることができるかの評価を示
した図である。ここで第６図は横軸に流路面積が１０ｉ
ｎｃｈ２（６４５，１６ｃｕｔ＞の時の下部タイプレー
ト圧力損失係数をとり、縦軸に炉心仝休の圧力損失をと
って示している。そして、図中Ａ点は、短尺燃料棒、低
圧損型上部タイプレート、スペーサ及びウォータロッド
を有しない通常の燃料集合体の場合を示し、８点は短尺
燃料棒を８本、低圧損型上部タイプレート、スペーサ及
びウォータロッド備えた燃料集合体の場合を示し、０点
は下部タイプレートの圧力損失を増加させて全体の圧力
損失を上記Ａ点の場合と等しくした場合を示している。Here, in a BWR equipped with (9x9) fuel rods, there are 8 short fuel rods with an axial length of about 60 inches (1524 shoes), a low pressure drop water rod, a low pressure drop upper tie plate, and a low pressure In the case where a loss-type spacer is installed, the reduction in pressure loss can be determined by experiments or by using a BWR core thermal-hydraulic analysis code. This BWR core thermal-hydraulic analysis code inputs BWR operating conditions (core heating power, core flow rate, core flow rate, core pressure, etc.) and the shape of the fuel assembly as data, and determines the lower type of each fuel assembly. This hood calculates the flow rate distribution of each fuel assembly so that the pressure loss from the tie plate to the upper tie plate is equal for all fuel assemblies. FIG. 6 shows how much the pressure loss of the lower tie plate 35 should be determined using the calculation code for the short fuel rods 33a1, the low pressure drop type upper tie plate 34, and the lower tie plate 35.
Low pressure loss type spacer 36 and low pressure loss type water rod 37
To equalize the pressure loss of a fuel assembly equipped with the short fuel rods 33a, the low pressure drop upper tie plate 34, the low pressure drop spacer 36, and the current fuel assembly without the low pressure drop water rod 37. FIG. Here, in Figure 6, the flow path area is 10i on the horizontal axis.
The pressure loss coefficient of the lower tie plate when nch2 (645, 16 cut>) is taken, and the pressure loss of the core is plotted on the vertical axis. Point A in the figure is a short fuel rod, low pressure drop type upper part. Point 8 shows the case of a normal fuel assembly without a tie plate, spacer, and water rod, and 8 points shows the case of a fuel assembly with 8 short fuel rods, a low pressure drop type upper tie plate, a spacer, and a water rod. , 0 point indicates the case where the pressure loss of the lower tie plate is increased to make the overall pressure loss equal to that of the above point A.
本実施例はまさにこの０点に示す燃料集合体を提供せん
とするものである。This embodiment is intended to provide the fuel assembly shown at point 0.
次にこの圧力損失係数を大きくした本実施例の下部タイ
プレート３５の構成について第７図および第８図を参照
して説明する。第７図は下部タイプレート３５の平面図
であり、下部タイプレート３５には燃料棒３３の図示し
ない下部端栓が嵌合する嵌合穴４１が燃料棒３３の配置
に対応して形成されている。Next, the structure of the lower tie plate 35 of this embodiment with a large pressure loss coefficient will be explained with reference to FIGS. 7 and 8. FIG. 7 is a plan view of the lower tie plate 35, in which a fitting hole 41 into which a lower end plug (not shown) of the fuel rod 33 is fitted is formed corresponding to the arrangement of the fuel rod 33. There is.
通常はこの嵌合穴４１に各燃料棒３３の下部端栓を夫々
嵌合させて支持する。本実施例ではその際下部端栓と上
記嵌合穴４１との間にリング４２を介在させる。このリ
ング４２は上記嵌合穴４１を形成しているリブ４３の外
形より大径に形成されており、よってこのリング４２を
介在させることにより冷却材の流路面積を減少させるこ
とになる。すなわち図中斜線部が本実施例の場合の冷却
材の流路面積であり、上記リング４２が突出した分だけ
その流路面積が縮小されている。なお第８図は第７図の
Ｖ−■断面図である。このように下部タイプレート３５
における冷却材の流路面積の低減を図ることにより、下
部タイプレート３５における圧力損失を大きくし、全体
として短尺燃料棒３３ａ１低圧損型上部タイプレート３
４、低圧損型スペーサ３６及び低圧損型ウォータロッド
３７を有しない通常の燃料集合体の圧力損失と同じにぜ
んとするものである。その際どの程度圧力損失係数が増
大したかは、例えば種々の径のリング４２をＱ−備して
おき、実際に計測しながら最適な径のリング４２を選定
すればよく、その作業は容易であると同時に経済的であ
る。Normally, the lower end plugs of each fuel rod 33 are fitted into the fitting holes 41 and supported. In this embodiment, a ring 42 is interposed between the lower end plug and the fitting hole 41. This ring 42 is formed to have a larger diameter than the outer diameter of the rib 43 forming the fitting hole 41, and therefore, by interposing this ring 42, the flow path area of the coolant is reduced. That is, the shaded area in the figure is the coolant flow path area in this embodiment, and the flow path area is reduced by the protrusion of the ring 42. Note that FIG. 8 is a sectional view taken along the line V-■ in FIG. 7. In this way, the lower tie plate 35
By reducing the flow path area of the coolant in the lower tie plate 35, the pressure loss in the lower tie plate 35 is increased, and the short fuel rods 33a1 and the low pressure drop type upper tie plate 3 are reduced as a whole.
4. The pressure loss is the same as that of a normal fuel assembly without the low pressure drop spacer 36 and low pressure drop water rod 37. To determine how much the pressure loss coefficient has increased in this case, for example, you can prepare rings 42 of various diameters and select the ring 42 with the optimum diameter by actually measuring, which is easy. It is economical at the same time.
以上の構成を基にその作用および効果を説明する。まず
、下部タイプレート３５の圧力損失係数を大きくするこ
とにより単相流部における圧力損失の二相流部の圧力損
失に対する割合が増大する。The operation and effects will be explained based on the above configuration. First, by increasing the pressure loss coefficient of the lower tie plate 35, the ratio of the pressure loss in the single-phase flow section to the pressure loss in the two-phase flow section increases.
これを第９図を参照して説明する。第９図は短尺燃料棒
、低圧損型上部タイプレート、スペーサ、及びウォータ
ロッドを有しない通常の燃料集合体（図中ケースＡで示
す）、短尺燃料棒、低圧損型上部タイプレート、スペー
サ、及びウォータロッドを備えてはいるが下部タイプレ
ートの圧力損失係数を増大させていない燃料集合体（図
中ケースＢで示す）および本実施例のように短尺燃料棒
、低圧損型上部タイプレート、スペーサ、及びウォータ
ロッドを備えかつ下部タイプレート３５の圧力損失係数
を増大させた燃料集合体（図中ケースＣで示す）につい
て、単相流部の圧力損失（図中斜線部）と二相流部（図
中空白部）の圧力損失とを示した図である。この第９図
から明らかなように、本実施例による燃料集合体法はそ
の単相流部の圧力損失の二相流部の圧力損失に対する割
合が他の従来例の場合に比べて大きくなっている。した
がって炉心入口の冷却材流量変動おＪ：び炉心出力変動
を効果的に抑制して、炉心３の安定性の向上を図ること
ができる。これを第１０図および第１１図を参照して説
明する。通常炉心の安定性の評価は炉心入口部での圧力
外乱および反応度外乱に対する一２’ｌ −ｒ：
流量応答および中性子束応答を評価すること（より行わ
れる。また安定度の評価は、単位ステップの外乱に対す
る出力の減幅比を評価することにより行われる。減幅比
とは、時間領域での解析または実験結果を示すグラフ上
における第１のオーバシュートと第２のオーバシュート
の最終整定値に対する偏差の比を意味する。そこで本実
施例の場合について、ステップ状の圧力外乱を選定した
場合の炉心入口流量応答および同一条件の時の原子炉出
力に対する水力学的安定性の減幅比について測定してみ
た。その結果が第１０図および第１１図に示すものであ
る。第１０図は横軸に時間をとり、縦軸に炉心入口流量
信号をとり、前述した燃料集合体のケースＡ、Ｂおよび
Ｃの各々の場合についての炉心入口流量変化を示す図で
ある。この第１０図から明らかなように、本実施例の燃
料集合体を用いた場合（ケースＣ）炉心入口流量変動が
効果的に抑制されていることがわかる。また第１１図は
横軸に原子炉出力信号をとり、縦軸に減幅比をとり、燃
料集合体のＡ−Ｃの各ケースについての減幅比。、
−２２−
の変化を示した図であり、図中点りから点［までは自然
循環曲線上での安定性減幅比を示し、点Ｆから点Ｆまで
は定格運転点を通る流量制御曲線上での安定性減幅比を
示している。この第１１図からも明らかなように本実施
例の燃料集合体を用いた場合（ケースＣ）には減幅比変
化が効果的に抑制されていることがわかる。このように
本実施例による燃料集合体Ｍによると原子炉の全運転領
域においてそのチャンネル水力学的安定性を向上させる
ことができ、炉心３の安定性を改善する上で極めて効果
的である。また従来考慮されなかった短尺燃料棒、低圧
損型上部タイプレート、スペーサ、ウォータロッドの使
用により得られた冷却材駆動力の余裕分を下部タイプレ
ート３５の圧力損失の増大に変換することができ、上述
した炉心安定性の向上とともに、かかる冷却材駆動力の
余裕分の有効利用をも図ることが可能となる。This will be explained with reference to FIG. Figure 9 shows a short fuel rod, a low pressure drop type upper tie plate, a spacer, and a normal fuel assembly without a water rod (indicated by case A in the figure), a short fuel rod, a low pressure drop type upper tie plate, a spacer, and a fuel assembly that is equipped with a water rod but does not increase the pressure loss coefficient of the lower tie plate (shown as case B in the figure), and as in this example, a short fuel rod, a low pressure drop type upper tie plate, For a fuel assembly (shown as case C in the figure) that is equipped with spacers and water rods and has an increased pressure loss coefficient of the lower tie plate 35, the pressure loss in the single-phase flow section (shaded area in the figure) and the two-phase flow FIG. As is clear from FIG. 9, in the fuel assembly method according to this embodiment, the ratio of the pressure loss in the single-phase flow section to the pressure loss in the two-phase flow section is larger than in the case of other conventional examples. There is. Therefore, the stability of the core 3 can be improved by effectively suppressing the coolant flow rate fluctuation at the core inlet and the core power fluctuation. This will be explained with reference to FIGS. 10 and 11. Normally, the stability of the reactor core is evaluated by evaluating the flow rate response and neutron flux response to the pressure disturbance and reactivity disturbance at the core inlet. This is done by evaluating the attenuation ratio of the output with respect to the disturbance of the step.The attenuation ratio is the final settling of the first overshoot and the second overshoot on a graph showing analysis or experimental results in the time domain. It means the ratio of the deviation to the value.For the case of this example, the core inlet flow rate response when a step-like pressure disturbance is selected and the reduction ratio of hydraulic stability to the reactor output under the same conditions. The results are shown in Figures 10 and 11. In Figure 10, the horizontal axis represents time and the vertical axis represents the core inlet flow rate signal. 10 is a diagram showing changes in the core inlet flow rate in each of cases A, B, and C. As is clear from FIG. 10, when the fuel assembly of this example is used (case C), the core inlet flow rate fluctuation In addition, in Figure 11, the horizontal axis shows the reactor output signal, the vertical axis shows the reduction ratio, and the reduction width for each case of A-C of the fuel assembly is shown. ratio.,
-22- This is a diagram showing changes in the temperature, and in the diagram, points from point 1 to point [ indicate the stability reduction ratio on the natural circulation curve, and points from point F to point F indicate the flow rate control curve passing through the rated operating point. The stability reduction ratio is shown above. As is clear from FIG. 11, when the fuel assembly of this example is used (case C), the change in width reduction ratio is effectively suppressed. As described above, the fuel assembly M according to this embodiment can improve the channel hydraulic stability in the entire operating range of the nuclear reactor, and is extremely effective in improving the stability of the reactor core 3. In addition, the margin of coolant driving force obtained by using short fuel rods, low pressure drop upper tie plates, spacers, and water rods, which were not considered in the past, can be converted into an increase in the pressure loss of the lower tie plate 35. In addition to improving core stability as described above, it is also possible to effectively utilize the excess coolant driving force.
次に第１２図を参照して第２の実施例を説明する。Next, a second embodiment will be described with reference to FIG. 12.
すなわち前記第１の実施例は嵌合孔４１と燃料棒の下部
端栓との間にリングを介在させることにより、下部タイ
プレート３５における冷却材流路面積を縮小して、下部
タイプレート３５の圧力損失係数の増大を図ったのに対
して、この第２の実施例は下部タイプレート３５の嵌合
穴４１を形成しているリブ４３及びボス４４の肉厚を厚
くして（図中破線で示す部分）、それにより冷却材流路
面積の縮小化を図っている。よって下部タイプレート３
５の圧力損失係数を増大させることができ、前記第１の
実施例と同様の効果を奏することが可能となる。That is, in the first embodiment, by interposing a ring between the fitting hole 41 and the lower end plug of the fuel rod, the area of the coolant flow path in the lower tie plate 35 is reduced, and the area of the coolant flow path in the lower tie plate 35 is reduced. In contrast to increasing the pressure loss coefficient, this second embodiment increases the thickness of the ribs 43 and bosses 44 that form the fitting hole 41 of the lower tie plate 35 (as indicated by the broken line in the figure). ), thereby reducing the area of the coolant flow path. Therefore, lower tie plate 3
It is possible to increase the pressure loss coefficient of 5, and it is possible to achieve the same effect as the first embodiment.
次に第１３図および第１４図を参照して第３の実施例に
ついて説明する。この第３の実施例は燃料棒３３の下部
端栓５１の上部（図中二点鎖線で示す）５１Ａを大径に
することにより、下部タイプレート３５における冷却材
流路面積の縮小化を図る構成である。したがってこの場
合にも下部タイプレート３５の圧力損失係数の増大を図
ることができ、前記第１および第２の実施例と同様の効
果を奏することが可能となる。Next, a third embodiment will be described with reference to FIGS. 13 and 14. This third embodiment aims to reduce the area of the coolant flow path in the lower tie plate 35 by increasing the diameter of the upper part 51A (indicated by the two-dot chain line in the figure) of the lower end plug 51 of the fuel rod 33. It is the composition. Therefore, in this case as well, the pressure loss coefficient of the lower tie plate 35 can be increased, and the same effects as in the first and second embodiments can be achieved.
（発明の効果〕
以上詳述したように本発明による沸騰水型原子炉の燃料
集合体、複数本の燃料棒を燃料チャンネル内に収容し、
その上端部および下端部を上部タイプレートおよび下部
タイプレートにより支持してなり、上記複数本の燃料棒
の内数本の燃料棒を短尺燃料棒とした沸騰水型原子炉の
燃料集合体において、上記下部タイプレートの圧力損失
係数を燃料集合体全体の圧力損失が短尺燃料棒を備えな
い燃料集合体の圧力損失と同じになるように大きくした
ことを特徴とするものでおる。(Effects of the Invention) As detailed above, the fuel assembly for a boiling water reactor according to the present invention accommodates a plurality of fuel rods in a fuel channel,
In a fuel assembly for a boiling water reactor, the upper end and the lower end of which are supported by an upper tie plate and a lower tie plate, and in which several of the plurality of fuel rods are short fuel rods, The present invention is characterized in that the pressure loss coefficient of the lower tie plate is increased so that the pressure loss of the entire fuel assembly is the same as the pressure loss of a fuel assembly without short fuel rods.
したがって短尺燃料棒、低圧損型上部タイプレート、ス
ペーサ、及びウォータロッドの採用により得られた圧力
損失の減少分を下部タイプレートの圧力損失係数の増大
に置換することにより、単相流部の圧力損失の二相流部
の圧力損失に対する割合を大きくすることができ、それ
によって単に短尺燃料棒、低圧損型上部タイプレート、
スペーサ、及びウォータロッドを採用している燃料集合
体よりもさらにチャンネル水力学的安定性を改善するこ
とができるとともに、炉心の安定性向上を図ることが可
能となる。それと同時に下部タイプレートの圧力損失係
数を短尺燃料棒の採用により得られた圧力損失の減少分
だけ増大させることは短尺燃料棒、低圧損型上部タイプ
レート、スペーサ及びウォータロッドの採用により１ｑ
られた冷却材駆動力の余裕分の有効利用にもなり、その
意味でも極めて効果的なことである。Therefore, by replacing the reduction in pressure loss obtained by adopting short fuel rods, low-pressure-drop upper tie plates, spacers, and water rods with an increase in the pressure loss coefficient of the lower tie plate, the pressure in the single-phase flow section can be increased. The ratio of loss to pressure loss in the two-phase flow section can be increased, thereby simply short fuel rods, low pressure drop upper tie plate,
Channel hydraulic stability can be further improved than in a fuel assembly that employs spacers and water rods, and it is also possible to improve core stability. At the same time, the pressure loss coefficient of the lower tie plate can be increased by the reduction in pressure loss obtained by adopting short fuel rods by 1q by adopting short fuel rods, a low pressure drop upper tie plate, spacers, and water rods.
This also makes effective use of the excess coolant driving force, which is extremely effective in that sense as well.
第１図乃至第１１図は本発明の第１の実施例を示す図で
あり、第１図は沸騰水型原子炉の概略構成を示す系統図
、第２図は燃料集合体の縦断面図、第３図（Ｑは低圧損
型上部タイプレートの一実施例を示す側面図、第３図（
ハ）は第３図（４）に示した低圧損型上部タイプレート
の底面図、第４図（功は低圧損型スペーサの一実施例を
示す平面図、第４図（ハ）は第４図（２）に示した低圧
損型スペーサの一部を切り欠いた側面図、第５図は低圧
損型つを一タロツドを燃料集合体内に配置させた状態を
示す要部拡大側面図、第６図は短尺燃料棒、低圧損型上
部タイプレート、スペーサ、及びウォータロッドを備え
た燃料集合体において炉心全圧力損失が短尺燃料棒、低
圧損型上部タイプレート、スペーサ、及びウォータロッ
ドを有しない燃料集合体の炉心全圧力損失と同じになる
ように下部タイプレートの圧力損失係数を増大させる時
の炉心全圧力損失と下部タイプレートの圧力損失係数と
の関係を示す図、第７図は下部タイプレートの平面図、
第８図は第７図のＶ−■断面図、第９図は単相流部の圧
力損失と二相流部の圧力損失との割合を示した図、第１
０図および第１１図は本発明の効果を示す図で、第１０
図は炉心入口流量変動を示す図、第１１図は減幅比の変
動を示す図、第１２図は本発明の第２の実施例を示す下
部タイプレートの一部斜視図、第１３図および第１４図
は本発明の第３の実施例を示す図で第１３図は燃料棒下
端部および下部タイプレートの一部を示す断面図、第１
４図は第１３図のＸＩ−ＸＩ断面図である。
ど・・・燃料集合体 ３２・・・チャンネルボック
ス３３・・・燃料棒 ３３ａ・・・短尺燃料棒
３４・・・低圧損型上部タイプレート
３５・・・下部タイプレート
３６・・・低圧損型スペーサ
３７・・・低圧損型ウォータロッド
４１・・・嵌合孔 ４２・・・リング代理人
弁理士 則 近 憲 佑
同 三俣弘文
ＡＢＣ
第９図
−原１大戸本刀４邑号
第１２図
第１３図
第１４図1 to 11 are diagrams showing a first embodiment of the present invention, FIG. 1 is a system diagram showing a schematic configuration of a boiling water reactor, and FIG. 2 is a longitudinal cross-sectional view of a fuel assembly. , Fig. 3 (Q is a side view showing an example of a low pressure drop type upper tie plate, Fig. 3 (
c) is a bottom view of the low pressure drop type upper tie plate shown in Fig. 3 (4); Figure (2) is a side view with a part of the low pressure drop type spacer cut away; Figure 6 shows the total pressure loss in the core in a fuel assembly with short fuel rods, low pressure drop type upper tie plate, spacer, and water rod without short length fuel rods, low pressure drop type upper tie plate, spacer, and water rod. Figure 7 shows the relationship between the total core pressure loss and the pressure loss coefficient of the lower tie plate when the pressure loss coefficient of the lower tie plate is increased to be the same as the total core pressure loss of the fuel assembly. Top view of the tie plate,
Figure 8 is a sectional view taken along V-■ in Figure 7, Figure 9 is a diagram showing the ratio of pressure loss in the single-phase flow section to pressure loss in the two-phase flow section, and Figure 1
Figure 0 and Figure 11 are diagrams showing the effects of the present invention.
11 is a diagram showing fluctuations in the width reduction ratio, FIG. 12 is a partial perspective view of the lower tie plate showing the second embodiment of the present invention, FIGS. FIG. 14 is a diagram showing a third embodiment of the present invention, and FIG. 13 is a sectional view showing the lower end of the fuel rod and a part of the lower tie plate.
4 is a sectional view taken along the line XI-XI in FIG. 13. ...Fuel assembly 32...Channel box 33...Fuel rod 33a...Short fuel rod 34...Low pressure drop type Upper tie plate 35...Lower tie plate 36...Low pressure drop type Spacer 37...Low pressure loss type water rod 41...Fitting hole 42...Ring agent
Patent Attorney Nori Chika Ken Yudo Hirofumi Mitsumata ABC Figure 9 - Hara 1 Oto Honto 4 Omura No. 12 Figure 13 Figure 14
Claims (8)
ロッドをチャンネルボックス内に収容し、その上端部を
上部タイプレート、中間部を複数個のスペーサ、下端部
を下部タイプレートにより支持してなり、前記燃料棒の
１本あるいは複数本を短尺燃料棒とした燃料集合体にお
いて、前記ウォータロッド、上部タイプレート、スペー
サの内の少なくとも一つの圧力損失を低下させて配置し
、前記下部タイプレートの圧力損失を短尺燃料棒を配置
したことによる圧力損失の低下分と前記ウォータロッド
、上部タイプレート、スペーサの内の少なくとも一つの
圧力損失を低下させた分増加させて配置して成ることを
特徴とする燃料集合体。(1) A large number of fuel rods and one or more water rods are housed in a channel box, and the upper end is supported by an upper tie plate, the middle part by multiple spacers, and the lower end by a lower tie plate. In a fuel assembly in which one or more of the fuel rods are short fuel rods, at least one of the water rod, the upper tie plate, and the spacer is arranged to reduce pressure loss, and the lower type The arrangement is such that the pressure loss at the rate is increased by the reduction in pressure loss due to the arrangement of the short fuel rods and the reduction in pressure loss of at least one of the water rod, the upper tie plate, and the spacer. Characteristic fuel assembly.
常燃料棒より短尺な短尺ウォータロッドから成ることを
特徴とする特許請求の範囲第１項記載の燃料集合体。(2) The fuel assembly according to claim 1, wherein the water rod with reduced pressure loss is a short water rod shorter than a normal fuel rod.
常燃料棒の２本以上の横断面積を有し、かつ上・下端部
の少なくとも上端部を通常燃料棒の１本程度に細径化し
て成ることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の燃
料集合体。(3) The water rod with reduced pressure loss has a cross-sectional area of two or more normal fuel rods, and has at least the upper and lower ends reduced in diameter to about the size of one normal fuel rod. A fuel assembly according to claim 1, characterized in that the fuel assembly comprises:
燃料棒の上端を支持するボスと、このボスを固定するウ
ェブの少なくとも一方を減肉して成ることを特徴とする
特許請求の範囲第１項記載の燃料集合体。(4) The upper tie plate that reduces the pressure loss is
2. The fuel assembly according to claim 1, wherein at least one of the boss supporting the upper end of the fuel rod and the web fixing the boss is thinned.
支持する丸型セルと、この丸型セルを格子状に束ねた最
外周を固定する側板とから構成され、この側板及び丸型
セルは減肉されて成ることを特徴とする特許請求の範囲
第１項記載の燃料集合体。(5) The spacer that reduces the pressure loss is composed of a round cell that supports the fuel rod, and a side plate that fixes the outermost periphery of the round cells bundled in a lattice. 2. The fuel assembly according to claim 1, wherein the fuel assembly has a reduced thickness.
タイプレートの嵌合穴との間にリングを介在させること
により、下部タイプレートにおける冷却材流路面積の縮
小化を図り、それによって下部タイプレートの圧力損失
係数を大きくしたことを特徴とする特許請求の範囲第１
項記載の燃料集合体。(6) By interposing a ring between the lower end plug of the fuel rod and the fitting hole of the lower tie plate into which the lower end plug fits, the area of the coolant flow path in the lower tie plate is reduced. , thereby increasing the pressure loss coefficient of the lower tie plate.
Fuel assembly as described in section.
る各部材の肉厚を厚くすることにより下部タイプレート
における冷却材流路面積の縮小化を図り、それによって
下部タイプレートの圧力損失係数を大きくしたことを特
徴とする特許請求の範囲第１項記載の燃料集合体。(7) By increasing the wall thickness of each member forming the fitting hole into which the lower end plug of the fuel rod fits, the area of the coolant flow path in the lower tie plate is reduced, thereby making it possible to The fuel assembly according to claim 1, characterized in that the rate pressure loss coefficient is increased.
、下部タイプレートにおける冷却材流路の縮小化を図り
、それによって下部タイプレートの圧力損失係数を大き
くしたことを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の燃
料集合体。(8) By increasing the diameter of the upper part of the lower end plug of the fuel rod, the coolant flow path in the lower tie plate is reduced, thereby increasing the pressure loss coefficient of the lower tie plate. A fuel assembly according to claim 1.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61209539A JPS6365396A (en) | 1986-09-08 | 1986-09-08 | Fuel aggregate |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61209539A JPS6365396A (en) | 1986-09-08 | 1986-09-08 | Fuel aggregate |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6365396A true JPS6365396A (en) | 1988-03-23 |
Family
ID=16574482
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61209539A Pending JPS6365396A (en) | 1986-09-08 | 1986-09-08 | Fuel aggregate |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6365396A (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2014163806A (en) * | 2013-02-26 | 2014-09-08 | Hitachi Ltd | Fuel assembly |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5832396B2 (en) * | 1978-04-28 | 1983-07-12 | 日産自動車株式会社 | Non-contact piezoelectric buzzer for tire pressure warning device |
| JPS6166985A (en) * | 1984-09-10 | 1986-04-05 | 株式会社東芝 | Fuel aggregate for boiling-water type reactor |
-
1986
- 1986-09-08 JP JP61209539A patent/JPS6365396A/en active Pending
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5832396B2 (en) * | 1978-04-28 | 1983-07-12 | 日産自動車株式会社 | Non-contact piezoelectric buzzer for tire pressure warning device |
| JPS6166985A (en) * | 1984-09-10 | 1986-04-05 | 株式会社東芝 | Fuel aggregate for boiling-water type reactor |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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| JP2014163806A (en) * | 2013-02-26 | 2014-09-08 | Hitachi Ltd | Fuel assembly |
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