【課題】燃料棒の出力を平均化して、特定の燃料棒の沸騰遷移が高くなるのを防止し、燃料集合体の限界出力を向上させる。
【解決手段】可燃性毒物入りペレットが装填された燃料棒を含む多数本の燃料棒を正方格子状に配列し内部を水が流れる２つのウォータロッド６を有する沸騰水型原子炉用燃料集合体１において、前記多数本の燃料棒はその有効長において可燃性毒物入り燃料ペレットが装填されていない長尺燃料棒Ｎ１〜Ｎ５と短尺燃料棒Vおよび被覆管内の少なくとも軸方向の一部に可燃性毒物入りペレットが装填された長尺燃料棒Ｇ１、Ｇ２から構成され、前記可燃性毒物入り燃料ペレットが装填されていない長尺燃料棒Ｎ１〜Ｎ５は前記燃料集合体１の最外周部と、前記２つのウォータロッド６の双方に隣接する位置に配置され、前記可燃性毒物入りペレットが装填された長尺燃料棒Ｇ１、Ｇ２は前記最外周部と前記２つのウォータロッド６の双方に隣接する位置を除く位置に配置される。 （もっと読む）

【課題】水冷却型原子炉用燃料集合体に用いられるジルコニウム合金製部材の腐食および水素吸収を抑制する。
【解決手段】ジルコニウムを主成分とする合金によって形成されたジルコニウム合金部１２を備えた、たとえば燃料被覆管３１などの水冷却型の原子炉に装荷される燃料集合体に用いる部品に、原子炉に装荷されると冷却水と接する面にジルコニウム合金部１２を覆うようにフェライト被膜１３を形成する。 （もっと読む）

【課題】
高速炉の炉心の出力増大に伴う制御棒価値の低下の防止と、万一の炉心損傷を想定した場合の再臨界性排除性確保と炉心サイズコンパクト化を両立する構造を提供する。
【解決手段】
高速炉のラッパ管８の軸中心に上部開放型の制御棒案内管６をラッパ管８と一体化して設け、制御棒案内管６とラッパ管８との間にワイヤースペーサを施した燃料要素７を複数本収納し、その制御棒案内管６に制御棒集合体を上部から出し入れ自在とした。 （もっと読む）

【課題】沸騰水型原子炉燃料集合体用のウォータロッドおよびこの集合体を通る水流を改善するための方法を提供すること。
【解決手段】下部タイプレート（１６）、上部タイプレート（１４）に取り付けられチャンネル（２０）の壁に収容される燃料棒（１２）の配列を含む燃料バンドル（１０、４０）と、下方に上部排出端（３２、５０）を有し、上部タイプレートに取り付けられていないウォータロッド（１９、４２、４４、６２、６４、６６、６８、７０）であって上部排出端が燃料棒のうちの少なくとも１つの濃縮部分の下方にあるウォータロッドとを含む原子炉燃料バンドル集合体。 （もっと読む）

【課題】沸騰水型原子炉の経済性を低下させることなく、スクラム・過渡特性と安定性を向上させる。
【解決手段】Ｎ行Ｎ列の正方格子位置の少なくとも一部に燃料棒を配置した燃料集合体に、核燃料物質が収められていない欠損領域が燃料有効部の上端から下方に燃料有効長Ａの１／６以上延びる範囲に形成された一部欠損燃料棒を備えて、正方格子位置の全てに燃料有効部の全体に亘って核燃料物質を収めた場合の体積に対する、欠損領域の体積の割合を３％以上６％以下とする。これにより、９×９燃料（Ａ型）の核燃料物質の装填体積よりも、多くの核燃料物質を装填することができ、ΔＭＣＰＲなどのスクラム・過渡特性および安定性を向上させることができる。Ｎ^２の１／５以上１／３以下の本数の燃料棒に、燃料有効部の上端から下方に燃料有効長の１／６以上延びる範囲の欠損領域を形成することなどによっても、同様の効果が得られる。 （もっと読む）

【課題】原子燃料集合体の燃料棒の除熱特性を向上させる。
【解決手段】原子燃料集合体は、正方角筒状のチャンネルボックス２内に正方格子状に配列された核燃料を収容した多数本の燃料棒３と核燃料を収容してないウォーターロッド４を有する。燃料棒３とウォーターロッド４の上下両端部は、上部タイプレート５と下部タイプレート６とによって固定され、その軸方向の中間部に設置された複数個の燃料スペーサ７で互いの間隔が保持されるように支持されている。また、原子燃料集合体は、最外周に位置する燃料棒３よりもチャンネルボックス２に近い位置に、燃料棒３と同じ方向に延びる水チューブ８を有していて、水チューブ８に下部タイプレート６付近から流入した冷却水は、水チューブ８の上端から最外周に位置する燃料棒３の近傍に放出され、燃料棒３の除熱特性を向上させる。 （もっと読む）

【課題】現在運転中のBWRの炉心を改良して高転換炉とするにあたり、ボイド反応度係数が正になるのを抑制したい。
【解決手段】稠密核燃料集合体(130) の周囲にアルミ・フッ素ジルカロイ管列(200)を配置し、通常運転時には低速中性子は減速させずに冷却材流量減少事故時に高速中性子を減速させる。 （もっと読む）

【課題】炉心出口での蒸気温度の低下を起こさずに、熱中性子型の超臨界圧水冷却炉の炉心に必要な減速能を確保する。
【解決手段】水ロッド６および複数の燃料棒３と、それらの側面を囲むチャンネルボックス１とを備えた燃料集合体３０を複数体配列し、超臨界圧水を減速材および冷却材として使用し、チャンネルボックス１の外側と、チャンネルボックス１の内側で水ロッド６の外側の領域に上向きに冷却材が流れるように構成された超臨界圧水冷却原子炉である。燃料棒３の上部高さ位置でチャンネルボックス１の外側から水ロッド６内に減速材を供給する水ロッド減速材供給路１６が設けられ、燃料棒２の下部高さ位置で水ロッド６内の冷却材をチャンネルボックス１内で水ロッド６外に流出させるように水ロッド６の壁に減速材流出孔１３が設けられ、水ロッド６内の減速材が下向きに流れる。 （もっと読む）

【課題】核爆弾にもなり得る自発中性子を放出するPu240やPu242を低コストで消滅させたい。
【解決手段】従来のBWRでの冷却方式を水のニ相流から気体の水蒸気にし、自発中性子入り拡散方程式の簡略式に基づいた設計の自発中性子型核燃料集合体を装荷せる炉心にする。 （もっと読む）

【課題】超臨界圧軽水炉において、燃料集合体の所要濃縮度を低減すること、被覆管温度を低減すること、及び、燃料集合体の冷却材出口付近の冷却材温度を均一化することを目的とする。
【解決手段】チャンネルボックス２内に燃料棒３が正方格子状に配列され炉心に充填される軽水炉用または超臨界圧軽水炉用の燃料集合体１において、燃料棒３をＮ×Ｎ（Ｎは１２以上の整数）本の正方格子状に配列し、燃料棒３のチャネルボックス２内中央部の［（Ｎ＋１）／２］×［（Ｎ＋１）／２］本分（［Ｘ］は実数Ｘを超えない最大の整数）の領域には角筒状の水ロッド４を配置した。 （もっと読む）