CN102396033B - 核反应堆 - Google Patents

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Abstract

提供一种核反应堆，该核反应堆(2)是加压水型核反应堆，并在压力容器(2P)内具有：燃料部分(2C)，其将多个燃料集合体进行组合构成，该燃料集合体由多个封入核燃料的燃料棒捆扎而构成；控制核燃料反应的控制棒(2L)。对核反应堆(2)而言，额定输出开始运转时的核反应堆(2)的额定输出运转时的一次冷却材料中含有的中子吸收材料的浓度处于，从核反应堆(2)结束运转时使核反应堆(2)低温停止并用于维持该状态所必须的中子吸收材料的浓度，减去核反应堆(2)开始运转时使核反应堆(2)低温停止并用于维持该状态所必须的中子吸收材料的浓度，再加上规定值的值以下。

Description

核反应堆
技术领域
本发明涉及一种能够降低环境负担的核反应堆。 
背景技术
核反应堆通过使核燃料进行核反应而得到热能。在核反应堆中，向冷却材料中添加硼作为中子吸收材料，能够调整核反应堆的反应度。(例如，专利文献1) 
现有技术文献 
专利文献1：(日本)特开平7-244185号公报[0002]、[0005] 
发明内容
解决技术问题的技术方案 
在向冷却材料添加中子吸收材料而调整核反应堆的反应度的情况下，向冷却材料添加中子吸收材料，并且必须对添加中子吸收材料的冷却材料进行稀释。在对冷却材料进行稀释的情况下，因为产生多余的含有中子吸收材料的冷却材料，所以必须进行处理从剩余的冷却材料中除去中子吸收材料。因此，在向冷却材料添加中子吸收材料而调整核反应堆的反应度的情况下，产生中子吸收材料的废弃物(在添加硼酸的情况下，产生硼酸废弃物)等。因为该废弃物是放射性废弃物，所以增大了用于处理的环境负担。鉴于以上情况，本发明的目的在于提供一种能够减小环境负担的核反应堆。 
为了达到解决以上所述课题的目的，本发明的核反应堆具有：封入核燃料的燃料棒和控制所述核燃料的核反应的控制棒，该核反应堆的特征在于，所述核反应堆开始运转时的所述核反应堆的额定输出运转时的一次冷却材料中含有的中子吸收材料的浓度成为：从所述核反应堆结束运转时用于使所述核反应堆低温停止并维持该状态所必须的中子吸收材料的浓度，减去所述核反应堆开始运转时用于使所述核反应堆低温停止并维持该状态所必须的中子吸收材料的浓度，再加上规定值的值以下。因此，在核反应堆运转时， 因为能够减少向一次冷却材料添加的中子吸收材料的量，所以能够减小环境的负担。 
本发明优选的是，在所述核反应堆中，向构成所述燃料棒的燃料中添加可燃毒物，并且所述燃料棒的中央部分的所述可燃毒物的浓度比所述燃料棒的至少一个端部侧的所述可燃毒物的浓度高。 
本发明优选的是，在所述核反应堆中，所述控制棒具有：即使没有向所述一次冷却材料中投入中子吸收材料也能够使运转中的所述核反应堆低温停止的反应度控制能力。 
本发明优选的是，在所述核反应堆中，所述一次冷却材料是水，所述核反应堆的氢与重金属原子数比在4.5以上，并且在未向所述一次冷却材料中添加硼的情况下使反应堆活性区的核反应度最大的值以下。 
为了达到解决以上所述课题的目的，本发明的核反应堆具有：封入核燃料的燃料棒和控制所述核燃料的核反应的控制棒，该核反应堆的特征在于，向所述核燃料中添加可燃毒物，并且所述燃料棒的中央部分的所述可燃毒物的浓度比所述燃料棒的至少一个端部侧的所述可燃毒物的浓度高。如果向燃料中添加可燃毒物，因为能够减少向冷却材料中添加的中子吸收材料的量，所以能够减小环境的负担。 
为了达到解决以上所述课题的目的，本发明的核反应堆具有：封入核燃料的燃料棒和控制所述核燃料的核反应的控制棒，该核反应堆的特征在于，所述控制棒具有即使没有向所述一次冷却材料中投入硼也能够使运转中的所述核反应堆低温停止的反应度控制能力。由此，因为只通过控制棒的反应度控制能力就能使核反应堆低温停止，所以在进行使核反应堆低温停止的操作时不必向一次冷却材料添加中子吸收材料。因此，当使核反应堆低温停止时，因为能够减少向一次冷却材料中添加的中子吸收材料的量，所以能够减轻环境的负担。 
为了达到解决以上所述课题的目的，本发明的核反应堆具有封入核燃料的燃料棒和控制所述核燃料的核反应的控制棒，并且使用水作为一次冷却材料，本发明的核反应堆的特征在于，氢与重金属原子数比在4.5以上，并且在未向所述一次冷却材料中添加硼的情况下使反应堆活性区的核反应度最大的值以下。如果增大氢与重金属原子数比，则能够减小冷却核反应堆时的添加反应度。由此，在冷却核反应堆时使用化学补偿控制的情况下，如果减 小添加反应度，则能够减少冷却核反应堆时所添加的中子吸收材料的量，因此能够减小化学补偿控制的分担比例。因此，能够减轻环境的负担。 
本发明提供一种能够减轻环境负担的核反应堆。 
附图说明
图1是表示原子能设备的模式图。 
图2是表示核反应堆的反应度控制的详细内容的图。 
图3-1是表示燃料棒中的可燃毒物的浓度的模式图。 
图3-2是表示燃料棒中的可燃毒物的浓度的模式图。 
图4是表示从实施化学补偿控制的核反应堆的BOC(Beginning Of Cycle：核反应堆开始运转时)到EOC(End Of Cycle：核反应堆结束运转时)，额定输出运转时的一次冷却材料中的硼酸浓度的变化的模式图。 
图5是表示提高控制棒的反应度控制能力的例子的图。 
图6是表示提高控制棒的反应度控制能力的例子的图。 
图7是表示提高控制棒的反应度控制能力的例子的图。 
图8是表示实效增加倍率和一次冷却材料密度之间的关系。 
图9是表示实效增加倍率和氢与重金属原子数比H/HM之间的关系的图。 
图10是表示实效增加倍率和氢与重金属原子数比H/HM之间的关系的图。 
图11是表示燃料棒的排列间距的图。 
具体实施方式
以下，参照附图对本发明进行详细地说明。需要说明的是，本发明不限定于以下记载的用于实施发明的方式(以下，称为实施方式)。另外，以下所记载的实施方式的结构单元包括本领域技术人员能够容易设想到的部件，实质上是相同的部件，即均等的范围的部件。 
图1是表示原子能设备的模式图。原子能设备1是原子发电设备。构成原子能设备1的核反应堆2是PWR(Pressurized Water Reactor：加压水型核反应堆)。原子能设备1在贮藏容器1W内的配置有核反应堆2、蒸汽发生器3、加压器4、一次冷却材料泵5、再生热交换器11。另外，在贮藏容器1W 外配置有涡轮8、冷凝器9及发电机10。 
核反应堆2在压力容器2P的内部配置有燃料部分2C。另外，压力容器2P的内部装满一次冷却材料(相当于冷却水，在本实施方式中使用轻水)C1。一次冷却材料泵5与核反应堆2通过一次冷却材料第一供给通路6A进行连接，核反应堆2和蒸汽发生器3通过一次冷却材料第二供给通路6B进行连接。另外，蒸汽发生器3和一次冷却材料泵5通过一次冷却材料回收通路6C连接。 
利用这样的结构，从一次冷却材料泵5吐出的一次冷却材料C1通过一次冷却材料第一供给通路6A向核反应堆2的压力容器2P内供给。通过构成配置于压力容器2P的内部的燃料部分2C的燃料(核燃料)的核裂变反应所产生的热能对一次冷却材料(在本实施方式中是轻水)C1进行加热。即，通过作为构成燃料集合体的核燃料的铀和钚的核裂变释放中子，作为减速材料及一次冷却水而起作用的轻水使释放的高速中子的动能减小而成为热中子，从而容易引起新的核裂变，并且利用核燃料的核裂变掠夺产生的热量而进行冷却。这里，燃料部分2C通过排列多个燃料集合体而构成，该燃料集合体将大量的燃料颗粒封入包裹管的燃料棒捆成很多束而构成。另外，由燃料部分2C及存在于其周围的一次冷却材料构成反应堆活性区。 
通过燃料的核裂变反应产生的热能加热的一次冷却材料C1通过一次冷却材料第二供给通路6B向蒸汽产生器3供给。接着，一次冷却材料C1通过蒸汽发生器3的传热管3T后，从蒸汽发生器3流出，通过一次冷却材料回收通路6C返回一次冷却材料泵5，并再一次从一次冷却材料第一供给通路6A向核反应堆2的压力容器2P内排出。 
在核反应堆2的内部配置有多个控制棒2L。通过控制棒驱动装置2A驱动控制棒2L。控制棒驱动装置2A使控制棒2L插入燃料部分2C，并且通过从燃料部分2C拔出，对构成燃料部分2C的燃料的核裂变进行控制。通过将控制棒2L插入燃料部分2C，调整反应堆活性区生成的中子数。 
蒸汽发生器3具备多个所述传热管3T，通过在传热管3T内流动的一次冷却材料C1对传热管3T外的二次冷却材料C2进行加热并使其沸腾，生成二次冷却材料C2的高温高压的蒸汽。蒸汽发生器3和涡轮8通过蒸汽供给通路7S连接，冷凝器9和蒸汽发生器3通过二次冷却材料回收通路7R连接。由此，蒸汽发生器3所生成的二次冷却材料C2的高温高压的蒸汽通过蒸汽 供给通路7S向涡轮8供给并进行驱动。接着，通过与涡轮8的驱动轴连结的发动机10产生电力。驱动涡轮8后的二次冷却材料C2在冷凝器9中变成液体，并通过二次冷却材料回收通路7R再次送到蒸汽发生器3。 
如以上所述，在本实施方式中，因为核反应堆2是PWR，所以用于向一次冷却材料加压的加压器4与一次冷却材料第二供给通路6B连接。加压器4向一次冷却材料第二供给通路6B内的一次冷却材料C1施加压力。通过这样的结构，一次冷却材料C1即使在核燃料的核裂变反应产生的热能加热下也不沸腾，仍以液体的状态在核反应堆2及其冷却系统中循环。这里，核反应堆2的冷却系统是由一次冷却材料泵5、一次冷却材料第一供给通路6A、一次冷却材料第二供给通路6B、蒸汽发生器3、一次冷却材料回收通路6C构成的一次冷却材料C1所流动的系统。 
为了除去一次冷却材料C1所含有的杂质，设置脱盐塔16。脱盐塔16由第一脱盐塔16A及第二脱盐塔16B构成，并设置于贮藏容器1W的外侧。第一脱盐塔16A是冷却材料温床式脱盐塔，第二脱盐塔16B是冷却材料阳离子脱盐塔。从核反应堆2的冷却系统到脱盐塔16供给从一次冷却材料泵5的入口侧(上游侧)取出的一次冷却材料C1并进行脱盐处理，脱盐后的一次冷却材料C1返回一次冷却材料泵5的出口侧(下游侧)。 
一次冷却材料C1的脱盐处理系统由一次冷却材料取出通路13A、再生热交换器11、一次冷却材料通路13B、非再生热交换器12、一次冷却材料通路13C、脱盐塔16、一次冷却材料通路13D、体积控制容器14、一次冷却材料返回通路13E、13F构成。一次冷却材料取出通路13A将构成核反应堆2的冷却系统的一次冷却材料回收通路6C和再生热交换器11连接。再生热交换器11和非再生热交换器12通过一次冷却材料通路13B连接，另外，非再生热交换器12和脱盐塔16通过一次冷却材料通路13C连接。 
脱盐塔16和体积控制容器14通过一次冷却材料通路13D连接，体积控制容器14和再生热交换器11通过一次冷却材料返回通路13E连接。另外，再生热交换器11和一次冷却材料第一供给通路6A通过一次冷却材料返回通路13F连接。一次冷却材料返回通路13E设置有填充泵15。 
一次冷却材料C1从一次冷却材料取出通路13A，即，一次冷却泵5的入口侧(上游侧)取出。从核反应堆2的冷却系统取出的一次冷却材料C1传导到再生热交换器11后，通过一次冷却材料通路13B、非再生热交换器 12、一次冷却材料通路13C传导到脱盐塔16，在这里进行脱盐处理。脱盐处理的一次冷却材料C1通过一次冷却材料通路13D暂时存储在体积控制容器14后，通过设置于一次冷却材料返回通路13E的填充泵15送到再生热交换器11。通过再生热交换器11的一次冷却材料C1经由一次冷却材料返回通路13F返回一次冷却材料第一供给通路6A，即，一次冷却材料泵5的出口侧(下游侧)。 
在PWR中，因为在构成核反应堆2的压力容器2P内一次冷却材料未产生沸腾，所以能够向一次冷却材料中添加添加物。因此，通常以控制核反应堆2的反应度为目的，向一次冷却材料中添加中子吸收材料。例如，将吸收中子较好的硼酸作为中子吸收材料添加到一次冷却材料中，并进行溶解。因为硼酸含有作为中子吸收材料的硼原子所以能够较好地吸收中子。通过调整一次冷却材料中的硼浓度，对反应度进行控制。这就是化学补偿控制(硼浓度调整)。 
例如，在核反应堆运转初期，添加硼酸，使作为中子吸收材料的硼达到2000ppm(质量ppm)左右，随着运转的推进连续地稀释硼，并对反应堆活性区长期的反应度变化进行补偿。通过构成核反应堆2的一次冷却系统的化学体积控制设备实行化学补偿控制，其使用于伴随着燃料的燃烧使反应度变化和核反应堆2的输出缓慢变化的场合等。另外，因为硼均匀地分布在核反应堆的整体，所以具有难于引起炉内输出分布的局部变化的优点。 
在本实施方式中，因为向一次冷却材料C1注入硼，所以具备硼注入装置20。在本实施方式中，硼以硼酸的形态从构成一次冷却材料C1的脱盐处理系统的体积控制容器14和填充泵15之间向一次冷却材料C1注入。硼注入装置20具备：硼酸容器21、作为硼注入部件的硼酸注入泵22、连接硼酸容器21和硼酸注入泵22的硼酸供给通路24及设置于硼酸供给通路24的流量调整泵23。 
硼酸以被调整为规定浓度的硼酸水溶液的形态存储在硼酸容器21。另外，通过流量调整阀23，调整硼酸的注入速度。另外，通过控制硼酸注入泵22，也可以调整硼酸的注入速度。在本实施方式中，使用硼酸注入泵22和流量调整阀23中至少一个调整硼酸的注入速度。 
硼酸注入泵22和一次冷却材料返回通路13E通过硼酸注入通路25连接。硼酸注入通路25设置有开闭阀26。开闭阀26在必须注入硼酸的情况 下打开，在不必注入硼酸的情况下关闭。另外，在硼酸注入通路25设置有计测注入到一次冷却材料C1的硼酸的流量的流量计28。由此，对注入一次冷却材料C1的硼酸的流量进行计测。 
另外，在构成一次冷却材料C1的脱盐处理系统的一次冷却材料通路13C设置有计测一次冷却材料C1中的硼酸的浓度的一次冷却材料样品采集点29。由此，对一次冷却材料C1所含有的硼酸的浓度进行测定。通过作业员的人工操作分别对硼酸注入泵22、流量调整泵23、开闭阀26的动作进行控制。另外，流量计28所计测的硼酸的流量及一次冷却材料样品采集点29所测定的硼酸的浓度用于原子力装置的运转。 
在将硼酸注入一次冷却材料C1的情况下，设定流量调整阀23的开度和硼酸注入泵22的驱动条件使硼酸能够以设定的注入速度被注入。通过人工操作，打开开闭阀26，并且调整流量调整阀23到设定开度，以设定的驱动条件驱动硼酸注入泵22。由此，硼酸容器21内的硼酸通过硼酸供给通路24及硼酸注入通路25，向一次冷却材料返回通路13E内的一次冷却材料C1进行注入。 
由此，注入到一次冷却材料C1的硼酸通过填充泵15与一次冷却材料C1一起被送到再生热交换器11。硼酸及一次冷却材料C1通过一次冷却材料返回通路13F流入一次冷却材料第一供给通路6A，即，一次冷却材料泵5的出口侧(下游侧)后，遍及整个核反应堆2。 
在化学补偿控制中，因为向一次冷却材料注入作为中子吸收材料的硼酸，所以产生硼酸的废弃物(硼酸废弃物)。从核反应堆2排出的硼酸废弃物是放射性废弃物，即使必须进行规定的处理，也要尽可能地减少硼酸废弃物的排出量，并能够减轻环境的负担。因此，当控制核反应堆2的反应度时，优选的是，降低化学补偿控制所分担的比例。在本实施方式中，在核反应堆2运转时和停止核反应堆2的情况下，都通过核反应堆2的反应度控制减小化学补偿控制所分担的比例。 
[降低核反应堆运转时的化学补偿控制] 
图2是表示核反应堆的反应度控制的详细内容的图。图3-1、图3-2是表示燃料棒中的可燃毒物的浓度的模式图。图3-2中的L是图3-2所示的燃料棒2CLb1的长度方向的尺寸(长度)，符号C是表示燃料棒2CLb1的中央。在本实施方式中，大量使用可燃毒物(BP：Burnable Poison：可燃性毒物)。 例如，使用钆(Gd)作为可燃毒物，并向燃料大量添加(例如，在0％质量以上且在20％质量以下)。由此，在可燃毒物所具有的反应度部分，因为能够降低一次冷却材料中的硼浓度，所以，如图2所示，与现状(N)相比，能够降低额定输出运转时的控制核反应堆的反应度的情况下的化学补偿控制的分担比例(图2的F1)。其结果，在控制核反应堆的反应度时能够降低化学补偿控制的分担比例。 
这里，可燃毒物是毒物质中由于作为毒作用的中子吸收反应而使毒物质本体的浓度发生显著地变化的物质。另外，可燃性是表示和核燃料的燃烧一起消失的性质。另外，毒是指中子吸收能力，毒物是指中子吸收能力强的物质，与一般的毒和毒物的意思不同。另外，由于降低了化学补偿控制的负担比例，因为能够增大氢与重金属原子数比H/HM的增大幅度，所以有利于设计最适合的燃料集合体。这里，氢与重金属原子数比H/HM定义为燃料集合体中的水原子数和重金属(铀等的核燃料)原子数的比，如果增大氢与重金属原子数比H/HM，则在核反应堆的压力容器内，相对于燃料增大了一次冷却材料的比例。 
在作为代表的4环(ル一プ)PWR的反应堆活性区中，燃料棒的直径为9.5mm，燃料棒的间距宽度为12.6mm，燃料颗粒的直径为8.2mm，颗粒中的重金属(UO2)的密度为10.97g/cm3，颗粒的理论密度换算值为97％TD，UO2的摩尔质量为270.03g/mol，额定输出运转时的减速材料(水)的密度为0.71g/cm3，减速材料(水)的摩尔质量18.015g/mol，在控制棒及炉内计量部件安装用导向套筒(炉内計装用案内シンブル)的外径为12.2mm的情况下，氢与重金属原子数比H/HM为大约4.1。 
另外，如果大量使用可燃毒物，则如图3-1所示的燃料棒2CLa，即使在长度方向上是与可燃毒物的浓度相同的值(A％质量)，也能够降低化学补偿控制的分担比例。但是，通常，如果大量利用可燃毒物，则因为存在增大反应堆活性区内的输出分布的变形(增大燃料棒的长度方向中央部分的输出)的倾向，所以采用缓和该倾向的燃料的规格及反应堆活性区设计。例如，如图3-2所示的燃料棒2CLb1，向燃料中添加可燃毒物，并且使燃料棒2CLb1的中央部分的可燃毒物的浓度高于燃料棒2CLb1的两侧的端部T1、T2侧的可燃毒物的浓度。在燃料棒2CLb1中，可燃毒物的浓度从两侧的端部T1、T2侧向中央部分为E(％质量)＜F(％质量)＜G(％质量)。 
因此，由于燃料棒2CLb1的中央部分的可燃毒物的浓度高于燃料棒2CLb1的两侧的端部T1、T2侧的可燃毒物的浓度，抑制燃料棒2CLb1的长度方向中央部分的输出。其结果，能够抑制反应堆活性区内的输出分布的变形。这里，也可以对应于核反应堆和反应堆活性区的规格，更改燃料棒中的可燃毒物的浓度的分布。例如，燃料棒的中央部分的可燃毒物的浓度高于燃料棒的一侧的端部侧的可燃毒物的浓度。由此，在本实施方式中，由于燃料棒的中央部分的可燃毒物的浓度高于燃料棒的至少一侧的端部侧的可燃毒物的浓度，因此抑制反应堆活性区内的输出分布的不良。 
图4是表示从实施化学补偿控制的核反应堆的BOC(Beginning Of Cycle：核反应堆开始运转时)到EOC(End Of Cycle：核反应堆结束运转时)，额定输出运转时的一次冷却材料中的硼酸浓度的变化的模式图。图4的N是表示未向燃料中添加可燃毒物且实行化学补偿控制的核反应堆的一次冷却材料中的硼浓度的变化，图4的F是表示本实施方式的核反应堆(向燃料中添加大量的可燃毒物的情况下)的一次冷却材料中硼浓度的变化。 
在本实施方式的核反应堆以外的核反应堆中，BOC的一次冷却材料中的硼浓度(中子吸收材料的浓度)为D2(例如，1700ppm)。EOC时的额定输出运转时的一次冷却材料中的硼浓度与未向燃料中添加可燃毒物的情况下的本实施方式的核反应堆相同，大致为0ppm。这里，通过化学补偿控制实现低温停止，为了维持该状态存在必要的一次冷却材料中的硼浓度，BOC的该硼浓度为Db(例如，700ppm)，EOC的为De(例如，1000ppm)(Db＜De)。另外，随着核反应堆的运转时间的推移，通过燃料的燃烧，生成中子吸收能力强的FP和钚等，因为使减速材料温度系数向负方向侧增大，所以为了维持低温停止所必要的一次冷却材料中的硼浓度，EOC的硼浓度比BOC的高。 
因为为了维持低温停止，EOC时一次冷却材料中的硼浓度De是必须的，所以核反应堆中，一次冷却材料中的硼浓度De必须具有处理一次冷却材料的能力。在本实施方式中，在向燃料中添加可燃毒物的情况下，BOC时的额定输出运转时的一次冷却材料中的硼浓度D1，与为了通过化学补偿控制实现低温停止所必须的BOC的一次冷却材料中的硼浓度Db的和成为：在为了维持通过化学补偿控制而低温停止所必须的EOC的一次冷却材料中的硼浓度De以下。即，D1≤De-Db。 
 由此，能够有效地利用在核反应堆中所必要的含硼的一次冷却材料的处理能力。另外，虽然可以使BOC时的额定输出运输时的一次冷却材料中的硼浓度D1为0，但是如果这样的话，就增加了向燃料中添加的可燃毒物的量，可能很难设计得到适当的输出分布的反应堆活性区。因此，优选的是，BOC时的额定输出运转时的一次冷却材料中的硼浓度D1成为某种程度的值。 
另外，实际上，考虑到核反应堆的设计精度及核反应堆的反应堆活性区的规格，BOC时的额定输出运转时的一次冷却材料中的硼浓度D1必须具有某种程度的富余。因此，优选的是，BOC时的额定输出运转时的一次冷却材料中的硼浓度D1是向De-Db加入规定的值的值，即，加入考虑到核反应堆的设计精度及核反应堆的反应堆活性区的规格而设定的规定的余量Dm。由此，能够使核反应堆更安全地运转。例如，如果以核反应堆的设计精度为基础的硼浓度的余量为100ppm，以核反应堆的反应堆活性区的规格的多样性为基础的硼浓度的余量为200ppm，De为1000ppm，Db为700ppm，则D1为600ppm。 
由此，对本实施方式的核反应堆而言，核反应堆开始运转时(BOC)的核反应堆的额定输出运转时的一次冷却材料所含的硼浓度D1成为：从核反应堆结束运转时(EOC)为了使核反应堆维持低温停止状态所必要的硼浓度De，减去核反应堆开始运转时(BOC)为了使核反应堆维持低温停止状态所必要的硼浓度Db的值(De-Db)，再加上规定值，即，加上考虑到核反应堆的设计精度及核反应堆的反应堆活性区的规格而设定的规定的余量Dm的值(D1＝De-Db+Dm)以下。在本实施方式中，确定向燃料中添加的可燃毒物的量，使其能够实现核反应堆开始运转时(BOC)的核反应堆的额定输出运转时的一次冷却材料中所含的硼浓度D1。另外，关于必须负载的、具体的可燃毒物的量，因为替换反应堆活性区的运转条件有很多种变化，所以这里无法根本意义地进行确定。因此，在燃料替换时所实施的替换反应堆活性区设计研讨中决定处于希望的硼浓度以下。 
[降低核反应堆停止时的化学补偿控制] 
以往，在使核反应堆高温停止的情况下使用控制棒，在低温停止的情况下使用化学补偿控制。在维持核反应堆的停止状态的情况下使用化学补偿控制。在本实施方式中，在核反应堆的高温停止及低温停止时使用控制棒，只有在维持核反应堆的停止状态的情况下使用化学补偿控制。由此，因为不需 要原来使用的低温停止时的化学补偿控制，所以当控制核反应堆的反应度时，如图2的F1所示，能够大幅地降低化学补偿控制的分担比例。另外，因为将只通过控制棒就能够瞬间实现核反应堆的低温停止的程度的反应度控制能力赋予给控制棒，所以得到避免核反应堆的过冷却现象时的再次临界的效果。另外，因为为了实现低温停止，而没有使用化学补偿控制，所以能够使安全系统变得自律化(对过冷却现象的强化应对)。 
这里，高温停止是指核反应堆保持未临界状态，且一次冷却材料在大概100℃以上的温度的停止状态。也指利用一次冷却材料泵的入热等维持大约290℃的无负载温度的状态。另外，低温停止是指核反应堆的核裂变反应停止，并且，在温度处于95℃以下时使核反应堆冷却并减压的状态。另外，控制棒的反应度控制能力是指调整核反应堆的反应度的能力的大小，反应度控制能力强是指如果插入量或抽出量相同，能够更大地调整反应度。为了增大反应度控制能力，在控制棒中使用中子吸收能力强的物质，增加控制棒的数量能够。 
图5～图7是表示提高控制棒的反应度控制能力的例子的图。图5～图7是表示垂直于控制棒的长度方向的剖面。为了降低核反应堆停止时的化学补偿控制的负担比例，在核反应堆的高温停止及低温停止时使用控制棒的情况下，使控制棒具有即使未向一次冷却材料中投入中子吸收材料(例如，硼)也能够使运转中的核反应堆停止的反应度控制能力。为了实现所述能力，例如，增加原有的在PWR中使用的控制棒的数量，研究控制棒的样式和形状。 
在增加控制棒的数量时，应采用不会造成核反应堆的结构问题的控制棒配置。在这样的情况下，从抑制核反应堆的尺寸的增加的观点看，优选的是，控制棒的数量是燃料集合体数量的一半以下。另外，列举采用全长B4C控制棒(在燃料棒的长度方向的所有区域配置B4C作为中子吸收材料的结构)、使控制棒的大径化、使控制棒的表面积的增大、或者向控制棒中添加中子减速物质等作为研究的控制棒的样式和形状。例如，图5所示的控制棒2LF作为使控制棒大径化的例子，其直径Df比过去的PWR所用的控制棒2LN的直径Dn大(Df＞Dn)。例如，考虑到控制棒2LF的排列间隔，控制棒2LF的直径是在不干涉控制棒2LF范围内的最大直径。 
例如，图6所示的控制棒2LFa作为使控制棒的表面积的增大的例子，将过去剖面为圆形的控制棒的剖面变为多边形。因此，与剖面为圆形的控制 棒相比较，能够增加控制棒2LFa的表面积。图7所示的控制棒2LFb作为向控制棒添加中子减速物质的例子，在中子吸收材料NA(例如，B4C等)的内侧配置有中子减速物质ND(例如，碳素或轻水等)。由此，通过中子吸收材料NA的高速中子利用中子减速物质ND进行减速而变成热中子，被中子吸收材料NA吸收。因此，提高了控制棒2LFb的反应度控制能力。 
图8是表示实效增加倍率和一次冷却材料密度之间的关系的图。如以上所述，在本实施方式中，降低了核反应堆停止时的化学补偿控制的负担比例。因此，与现状相比能够增大氢与重金属原子数比H/HM。图8的实线是表示现在的氢与重金属原子数比H/HM_N的实效增加倍率与一次冷却材料密度ρ(g/cm3)之间的关系，虚线表示：通过降低化学补偿控制的负担比例，与现状相比增加的氢与重金属原子数比H/HM_F的实效增加倍率与一次冷却材料密度ρ(g/cm3)之间的关系。 
在冷却核反应堆时，降低一次冷却材料(轻水)的温度，从而使一次冷却材料密度从ρh(额定运转时的一次冷却材料密度)增加到ρc(低温停止时的一次冷却材料密度)。由此，因为也增加了实效增加倍率，所以在冷却核反应堆时，必须对与增加的实效增加倍率相对应的添加反应度进行控制。这里，如图8所示，如果增大氢与重金属原子数比H/HM，与氢与重金属原子数比H/HM小的情况相比，使冷却时的实效增加倍率的变化减小。例如，如图8所示，如果一次冷却材料密度从ρh增加到ρc，则冷却时的实效增加倍率的变化从ΔH/HM_N变为ΔH/HM_F(ΔH/HM_N＞ΔH/HM_F)。 
因为冷却核反应堆时的实效增加倍率的变化相当于冷却核反应堆时的添加反应度，所以如果增大氢与重金属原子数H/HM，则能够减小添加反应度。由此，在冷却核反应堆时使用化学补偿控制的情况下，如果减小添加反应度，因为能够减少冷却核反应堆时所添加的硼量，所以能够降低化学补偿控制的分担比例。 
另外，因为能够通过增加氢与重金属原子数比H/HM，减小冷却核反应堆时的添加反应度，所以没有必要过度地增加控制棒的反应度控制能力。因此，如图2的F2所示，因为在低温停止时能够减小控制棒的反应度控制能力，所以仅利用控制棒也容易实现核反应堆的低温停止，另外，也能够降低控制棒的数量。并且，因为能够通过增加氢与重金属原子数比H/HM，改善中子的减速环境，所以能够降低燃料的初期铀的浓缩度，另外，能够实现降 低燃烧后残存的浓缩度。因此，能够谋求提高节约燃料，并有效地利用资源。 
图9、图10是表示实效增加倍率和水与总金属原子数比H/HM的关系的图。图11是表示燃料棒的排列间距的图。图9的虚线F是表示与实线N相比，增大对燃料的可燃毒物的添加量的情况，图10的虚线F是表示与实线N相比，降低化学补偿控制的分担比例的情况。当核反应堆运转时，氢与重金属原子数比H/HM的最大值是实效增加倍率为最大值(实效增加倍率向上突出的部分)时的值。从表示BOC的高温停止时的实效增加倍率和氢与重金属原子数比H/HM的关系的曲线，将氢与重金属原子数比H/HM设定在直到实效增加倍率为最大值的范围。 
在图9所示的例子中，伴随着可燃毒物的添加量的增大，增大实效增加倍率为最大值时的氢与重金属原子数比的值(从H/HM_N变为H/HM_F)。另外，在图10所示的例子中，伴随着化学补偿控制的分担比例的减小，增大实效增加倍率为最大值时的氢与重金属原子数比H/HM的值(从H/HM_N变为H/HM_F)。因此，通过添加可燃毒物及降低化学补偿控制的分担比例，能够增大实效增加倍率为最大值时的氢与重金属原子数比的值。因此，通过增加可燃毒物的添加，并且降低化学补偿控制的分担比例，能够增大氢与重金属原子数比H/HM。 
因此，如以上所述，有利于设计最合适的燃料集合体，并且能够减小使核反应堆从高温停止状态变为低温停止状态所必要的添加反应度。优选的是，氢与重金属原子数比H/HM为4.5以上，更优选的是5以上，更优选的是5.5以上。另外，氢与重金属原子数比H/HM的最大值是使一次冷却材料中的硼浓度为0，在将控制棒全部抽出的状态下，使反应堆活性区的核反应度最大，即，实效增加倍率最大时的值。 
存在各种各样的用于增加氢与重金属原子数比H/HM的方法。例如，通过减小燃料棒的直径，并增大燃料棒的排列间距，能够增加氢与重金属原子数比H/HM。燃料棒的排列间距是图11所示的相邻的燃料棒2CL彼此之间的中心间距P，在本实施方式中，使排列间距为1.3cm以上1.5cm以下，更优选的是为1.4cm以上1.5cm以下。通过这样的方法，能够既不受燃料棒的制造能力等的限制而增加氢与重金属原子数比H/HM。通过这样的方法，增加氢与重金属原子数比H/HM，并且，当减速材料密度系数为BOC、HZP(Hot Zero Power：高温零输出)时，在不为正的范围，设计燃料集合体。 因此，能够减少用于实现低温停止所必要的控制棒的数量，并且能够使设备简洁化。 
本发明的核反应堆用于减轻环境的负担，特别是，适用于PWR。 
附图标记 
1原子能设备 
1W存储容器 
2核反应堆 
2A控制棒驱动装置 
2C燃料部分 
2CL、2CLa、2CLb1燃料棒 
2L、2LF、2LFa、2LFb、2LN控制棒 
2P压力容器 
3蒸汽发生器 
4加压器 
5一次冷却材料泵 
8涡轮 
9冷凝器 
10发电机 
14体积控制容器 
15填充泵 
16脱盐塔 
20硼注入装置 
21硼酸容器 
22硼酸注入泵 
23流量调整阀 
24硼酸供给通路 
25硼酸注入通路 
26开闭阀 
28流量计 

Claims (8)

1.一种核反应堆，其具有：封入核燃料的燃料棒和控制所述核燃料的核反应的控制棒，该核反应堆的特征在于，
所述核反应堆开始运转时的所述核反应堆的额定输出运转时的一次冷却材料中含有的中子吸收材料的浓度成为：从所述核反应堆结束运转时用于使所述核反应堆低温停止并维持该状态所必须的中子吸收材料的浓度，减去所述核反应堆开始运转时用于使所述核反应堆低温停止并维持该状态所必须的中子吸收材料的浓度，再加上规定值而得到的值以下。
2.如权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，向构成所述燃料棒的燃料中添加可燃毒物，并且所述燃料棒的中央部分的所述可燃毒物的浓度比所述燃料棒的至少一个端部侧的所述可燃毒物的浓度高。
3.如权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，所述控制棒具有即使没有向所述一次冷却材料中投入中子吸收材料也能够使运转中的所述核反应堆低温停止的反应度控制能力，
所述控制棒是在燃料棒的长度方向的所有区域配置有作为中子吸收材料的B4C结构的全长B4C控制棒，
或者所述控制棒具有多边形的剖面，
或者所述控制棒具有配置在中子吸收材料内侧的中子减速物质。
4.如权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，所述一次冷却材料是水，所述核反应堆的氢与重金属原子数比在4.5以上，并且在未向所述一次冷却材料中添加硼的情况下使反应堆活性区的核反应度最大的值以下。
5.如权利要求2所述的核反应堆，其特征在于，所述一次冷却材料是水，所述核反应堆的氢与重金属原子数比在4.5以上，并且在未向所述一次冷却材料中添加硼的情况下使反应堆活性区的核反应度最大的值以下。
6.如权利要求3所述的核反应堆，其特征在于，所述一次冷却材料是水，所述核反应堆的氢与重金属原子数比在4.5以上，并且在未向所述一次冷却材料中添加硼的情况下使反应堆活性区的核反应度最大的值以下。
7.一种核反应堆，其具有：封入核燃料的燃料棒和控制所述核燃料的核反应的控制棒，该核反应堆的特征在于，
所述控制棒具有即使没有向所述一次冷却材料中投入硼也能够使运转中的所述核反应堆低温停止的反应度控制能力，
所述控制棒是在燃料棒的长度方向的所有区域配置有作为中子吸收材料B4C结构的全长B4C控制棒，
或者所述控制棒具有多边形的剖面，
或者具有配置在中子吸收材料内侧的中子减速物质。
8.一种核反应堆，其具有：封入核燃料的燃料棒和控制所述核燃料的核反应的控制棒，并且使用水作为一次冷却材料，该核反应堆的特征在于，
氢与重金属原子数比在4.5以上，并且在未向所述一次冷却材料中添加硼的情况下使反应堆活性区的核反应度最大的值以下。
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