JP2003004884A - 沸騰水型熱中性子炉 - Google Patents
沸騰水型熱中性子炉Info
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Abstract
大し、炉心単位体積当たりの原子炉出力を増加できる沸
騰水型熱中性子炉を提供することにある。 【解決手段】チャンネルボックスに囲まれ内部に水ロッ
ドを有する複数の燃料集合体が装荷された沸騰水型熱中
性子炉の炉心において、前記チャンネルボックスの周囲
に形成された水ギャップ領域及び前記水ロッド内の領域
を含む非沸騰水領域の合計横断面積Aと、前記チャンネ
ルボックス内で前記燃料棒及び前記水ロッドの外側に形
成される沸騰水領域の横断面積Bの関係が、B/(A+
B)≧0.75 を満足するように構成する。
Description
炉(BWR)に関係し、更に熱的余裕の増大により発電
容量を増大するのに適した沸騰水型熱中性子炉に関係す
る。
燃料集合体群の間に、十字型の制御棒を挿入するため
に、非沸騰水で満たされた水ギャップ領域が設けられて
いる。この水ギャップ領域は制御棒ブレード厚みの約2
倍の幅を有する。燃料集合体中央部には、中性子束分布
を平坦化するために、非沸騰水で満たされた水ロッドが
設けられている。これらの非沸騰水領域を設けることに
よって、炉心平均の水素対ウラン原子数比(以下、H/
U比と略記する)が、4〜5の範囲に調整され、所要ウ
ラン濃縮度が最小となる。その理由は主としてウラン資
源を節約するためである。
例えば、大幅に高燃焼度化を図った場合は、余剰反応度
が増大して炉停止余裕を確保することが困難となる。特
開昭63−82392 号公報に開示されたように、燃料集合体
の横断面積を従来のルート2倍にし、2つの広翼十字型
の制御棒で1つの燃料集合体を挟み、その制御棒を燃料
集合体の両側に挿入する大型格子炉心が考えられる。こ
の従来の大型格子炉心では、核分裂で発生した中性子を
十分に減速させるため、燃料集合体の内部に径の大きい
水ロッドが多数配置されている。しかしながら、このよ
うに燃料集合体内に冷却に寄与しない水が存在すること
は、熱的余裕の確保の観点からは好ましくなく、出力密
度を高めて経済性の向上を図るには適していない。
を増大し、炉心単位体積当たりの原子炉出力を増加でき
る沸騰水型熱中性子炉を提供することにある。
明の特徴は、水ギャップ領域及び水ロッド内の領域を含
む非沸騰水領域の合計横断面積Aとチャンネルボックス
内で燃料棒及び水ロッドの外側に形成される沸騰水領域
の横断面積Bの関係がB/(A+B)≧0.75を満足す
るように構成した炉心を有する。好ましくは、0.9≧
B/(A+B)≧0.75 に設定するのがよい。これによ
り十分な炉停止の余裕ができる。
徴は、炉心の横断面における単位面積当たりの冷却材流
量を、少なくとも運転サイクルの一時期において、3.
0×103t/h/m2〜4.0×103t/h/m2 とす
ることである。
とによって、炉心横断面における単位面積当たりの冷却
材流量を3.0×103t/h/m2 以上を確保できる。
好ましくは、B/(A+B)≦0.9 が満たされることに
よって従来と同等以上の炉停止余裕が確保される。
却材流量を、少なくとも運転サイクルの一時期におい
て、3.0×103t/h/m2〜4.0×103t/h/
m2とすることによって、炉心出口における蒸気流量を
増加、すなわち原子炉出力を増加できる。この原子炉出
力の増加は、冷却に寄与しない非沸騰水領域を減らして
沸騰水領域を増やすことで冷却水流路面積が大きくな
り、図5に示すように、炉心の圧力損失を増大させるこ
となく冷却水流量を増やすことによって達成できる。
いてなされたものである。
積当たりの冷却水流量が増えるにつれ、限界出力比が増
大し、熱的余裕が増える。得られた熱的余裕を活用し
て、限界出力比が一定となるように原子炉の熱出力を高
めると、電気出力に相当する炉心出口の蒸気流量は、炉
心横断面の単位面積当たりの冷却水流量の増加と共に増
大していく。しかしながら、再循環ポンプまたはインタ
ーナルポンプのキャビテーション現象を抑制するため
に、一定の入口サブクールをとることが一般的であるの
で、過度に流量を増やすと冷却水は沸騰する前に炉心出
口に到達してしまうことになり、蒸気流量は逆に減少す
る。
蒸気流量には最大値が存在すると考えた。種々の検討の
結果、図4に示すように、炉心横断面の単位面積当たり
の冷却水流量が3.0×103t/h/m2〜4.0×10
3t/h/m2の範囲で炉心出口の蒸気流量は、ほぼ最大
となることがわかった。換言すれば、3.0×103t/
h/m2〜4.0×103t/h/m2の範囲になるように
炉心横断面の単位面積当たりの冷却水流量を調節するこ
とにより、熱的余裕を確保しつつ、炉心単位体積あたり
の原子炉出力を増大できる。
水型熱中性子炉の運転方法を適用する沸騰水型熱中性子
炉の構造を、図1に基づいて説明する。
力容器1内に炉心2が設けられ、炉心2に冷却水を供給
するインターナルポンプ3が設けられる。多数の燃料集
合体が炉心2内に装荷されている。中性子検出器4が炉
心2内に設置されている。インターナルポンプ3から吐
出されて炉心2内に供給される冷却水流量(炉心流量)を
検出する流量計5が設けられている。
圧され、下部プレナム6を経由して炉心2内に達する。
この炉心2に供給される冷却水流量は、インターナルポ
ンプ3の回転速度が設定値になるように調節される。イ
ンターナルポンプ3の回転速度は、具体的には、制御装
置7が流量計5の出力に基づいてインバータ電源装置8
を制御することによって、調節される。
定格の炉心流量を3.0×103t/h/m2,運転サイ
クル末期での最大炉心流量を3.3×103t/h/m2
になるように調節する。これらは、炉心内で燃料集合体
が装荷されている部分の単位横断面積当たりの流量であ
る。本実施例では、運転サイクルの間、炉心内で燃料集
合体が装荷されている部分の単位横断面積当たりの冷却
水流量が3.0×103t/h/m2 になるように制御さ
れる。運転サイクルとは、原子炉が起動されてから燃料
交換のために停止されるまでの期間である。
800kW,水頭約40mの性能を有するインターナル
ポンプ3を12台備えている。
説明する。燃料集合体9は、ジルカロイ合金製の被覆管
内に濃縮ウラン酸化物からなる燃料物質を充填した燃料
棒10を束ねる。この束ねられた燃料棒をジルカロイで
できた外幅約20cmの断面が正方形の筒状のチャンネル
ボックス11で覆って燃料集合体を構成する。隣接する
燃料集合体9の間には、余剰反応度を制御し、また、原
子炉を安全に停止するために、炭化硼素を含む吸収棒1
2を束ねた十字型制御棒13が挿入される。燃料棒10
の直径は約12mm,燃料ペレット径は約10mm,燃料棒
10の間隔は約15mm,平均ウラン濃縮度が約6%の燃
料棒169本が、13行13例で配列されている。この
ときの沸騰水領域と(非沸騰水領域+沸騰水領域)の面積
比(以下、沸騰水領域割合という)は0.76であり従
来技術のC格子炉心の約0.68(従来の大型K格子炉
心でもほぼ同等)より大きく設定されている。このよう
な構成によって、従来技術に比べ冷却材流路面積が大き
くなる。そのため、炉心の圧力損失を一定とする条件の
下で、冷却水流量を3.0×103t/h/m2 まで大き
くしている。冷却材流量を大きくすると、図3に示した
ように限界出力比が増大し、熱的余裕が増える。すなわ
ち、得られた熱的余裕を活用して、図4に示したように
電気出力に相当する原子炉の出口蒸気流量をほぼ最大に
できる。
×103t/h/m2 まで大きくした場合、蒸気流量は
熱出力にほぼ比例するため一定である。これに対して、
液相の流量が増えるため、炉心の平均ボイド率は低減さ
れ、さらに炉心出口(炉心上部)のボイド率も低減され
る。炉心入口(炉心下部)のボイド率は冷却材流量によ
らずほぼ零で一定であるため、炉心上部と炉心下部のボ
イド率の差は、冷却材流量が増えるほど小さくなる。し
たがって、中性子の減速効果の差も小さくなり、軸方向
における出力分布が平坦化されるという効果が得られ
る。さらに、平均ボイド率が下がることにより、冷温時
における反応度の上昇幅も低減されるので、炉停止余裕
を大きくできる。
騰水型熱中性子炉を以下に説明する。本実施例の沸騰水
型熱中性子炉は、炉心2が図2の構成の替りに図6の燃
料集合体15を装荷して構成される。燃料集合体15
は、正六角形の横断面の筒状のチャンネルボックス16
内に多数の燃料棒10を正三角形格子状に配置し、燃料
棒10の間に複数の制御棒案内管17を配置することに
より構成される。それぞれの制御棒案内管17内には、
クラスター制御棒が挿入される。
集合体の外側に制御棒挿入用スペースが不要となる。そ
して、燃料集合体の大きさにかかわらず、非沸騰水領域
の割合を減らし、沸騰水領域の割合を0.76 程度に増
やすことができる。このような炉心を有する本実施例の
沸騰水型熱中性子炉においては、制御装置7により、運
転サイクルの期間中、炉心流量を3.0×103t/h/
m2 (運転サイクル初期)〜4.0×103t/h/m
2(運転サイクル末期)に調節される。本実施例において
も、実施例1と同様な効果を得ることができる。
ギャップ内で燃料集合体の1つのコーナー部に面する側
に制御棒を挿入するC格子炉心を用いた沸騰水型熱中性
子炉の実施例を以下に説明する。
示す燃料集合体の横断面積のルート2分の1の横断面積
を有する燃料集合体18が装荷されて構成される。制御
棒20が、隣接する4体の燃料集合体18の間に、挿入
される。燃料棒19においては、図8に示すように密封
された被覆管20内に燃料ペレット21が充填され、被
覆管20内の下端部にガスプレナム22が形成されてい
る。ガスプレナム22の軸方向の長さは、40cmであ
る。
力損失が相対的に小さい下部の単相流部の長さが増加
し、相対的に圧力損失の大きい二相流部の長さが短くな
り、炉心の圧力損失を約10%低減できる。
転速度を制御し、定格炉心流量を3.0×103t/h/
m2 に制御する。本実施例においても、実施例1と同様
な効果が得られる。
レナムを有する多数の燃料棒で構成された燃料集合体2
3が炉心に装荷された沸騰水型熱中性子炉を対象にした
ものである。この沸騰水型熱中性子炉の炉心は、図7に
示すC格子炉心である。燃料集合体の支持構造は、図9
に示される。すなわち、燃料集合体23の下部タイプレ
ートは、燃料支持金具24に支持される。冷却水案内管
25は、その上端部内に燃料支持金具24が挿入され、
その下端部が仕切り板26に取り付けられる。仕切り板
26は、原子炉圧力容器1に取り付けられる制御棒ハウ
ジング27に設置される。冷却水案内管25は、燃料集
合体の横断面積よりも小さい。冷却水は、冷却水案内管
25を通り燃料集合体23内に供給される。冷却水案内
管25を流れる冷却水の慣性により、燃料集合体23の
冷却水入口オリフィス口径を大きくしても熱水力的安定
性を確保し、炉心の圧力損失を低減できる。本実施例で
は、燃料集合体ピッチ約15cmに対して、冷却水案内管
の内径が約5cmである。
転速度を制御することにより、定格炉心流量を3.0×
103t/h/m2 に制御する。従って、熱的余裕を増
やすことができ、本実施例も、実施例1と同様な効果が
得られる。
術は、実施例1及び2に適用することも可能であり、冷
却材流量の増加や燃料の装荷量の増加を通じて、熱的余
裕増大に関し一層の効果が得られる。
集合体28を装荷した炉心を備えた沸騰水型熱中性子炉
に関係する。燃料集合体28は、上部タイプレート29
及び下部タイプレート30を有し、燃料棒1の上端部及
び下端部が上部タイプレート29及び下部タイプレート
30に保持されている。複数の燃料スペーサ31が軸方
向に配置される。燃料棒群1の間にはそれよりも軸方向
の長さが短い部分長燃料棒32が配置される。部分長燃
料棒の配置によって圧力損失が実施例1よりも減少す
る。
流量が実施例1のように制御される。本実施例において
も、実施例1と同様な効果が期待できる。
流量の増加によって熱的余裕の増大を図った。これを活
用して出力密度を高めると、燃料装荷量を一定とすると
燃料の取替えの数を増やす必要があるため、燃料経済性
が損なわれる。
の燃料経済性を確保するためには、比出力(単位燃料重
量当たりの熱出力)を従来技術と同等にすればよい。図
4より、冷却水流量の増加によって、出力密度を約10
%増加させることができることがわかる。この場合に比
出力を一定にするためには、単位体積当たりの燃料の装
荷量を約10%以上増やせばよい。図11に示すよう
に、炉心横断面積の単位面積に占める非沸騰水領域の割
合を実施例1と同じにして、沸騰水領域の一部を燃料棒
に置き換えて、燃料棒の配列を13行13列から14行
14列にすると、燃料集合体35の単位体積当たりの燃
料装荷量が、特開昭63−82392 号公報に開示の従来技術
から推定される2.4kg/lから2.6kg/lまで、約1
0%増加できた。沸騰水領域の割合は、従来技術と同等
の0.68である。
断面の単位体積当たり3.0×103t/h/m2 に制御
される。
うに、冷却水流量を増やすことにより、出力密度を従来
の50kW/lから55kW/lに約10%高めて発電
容量を増大する場合にも、取替え体数を増やすことなく
対応でき、従来技術と同等の燃料経済性を確保できる。
サイクルの初期から末期まで、従来技術に比べ冷却水流
量を増加して熱的余裕を増やした。本実施例において
は、図13に示すように、運転サイクル初期での冷却水
流量を従来と同等の約2.5×103t/h/m2 とし、
運転サイクル末期での冷却水流量を約3.3×103t/
h/m2 に、制御により制御される。
通じて、熱的余裕を確保し、圧力損失の増大を抑制しつ
つ、スペクトルシフトによる余剰反応度制御及び反応度
利得による省ウラン効果がある。
裕を増大させ、炉心単位体積当たりの原子炉出力を増加
できる。
炉の構成図である。
界出力比増分及び平均ボイド率との関係を示す特性図で
ある。
心出口における蒸気流量との関係を示す特性図である。
騰水の領域割合との関係を示す特性図である。
子炉の炉心に装荷する燃料集合体の縦断面図である。
子炉の炉心の局部横断面図である。
子炉の炉心に装荷する燃料集合体及び燃料支持構造の縦
断面図である。
性子炉の炉心に装荷する燃料集合体の縦断面図である。
性子炉の炉心の横断面図である。
特性図である。
りの冷却水流量との関係を示す特性図である。
プ、7…制御装置、9,15,18,23,28,35
…燃料集合体、10…燃料棒、22…ガスプレナム、2
4…燃料支持金具、25…冷却水案内管、27…制御棒
ハウジング、32…部分長燃料棒。
Claims (2)
- 【請求項1】チャンネルボックスに囲まれ内部に水ロッ
ドを有する複数の燃料集合体が装荷された沸騰水型熱中
性子炉の炉心において、前記チャンネルボックスの周囲
に形成された水ギャップ領域及び前記水ロッド内の領域
を含む非沸騰水領域の合計横断面積Aと、前記チャンネ
ルボックス内で前記燃料棒及び前記水ロッドの外側に形
成される沸騰水領域の横断面積Bの関係が、B/(A+
B)≧0.75 を満足する炉心を備えたことを特徴とす
る沸騰水型熱中性子炉。 - 【請求項2】前記関係式が0.9≧B/(A+B)≧0.7
5の関係を満足する請求項1の沸騰水型中性子炉の炉
心。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2002136432A JP3603878B2 (ja) | 1993-09-20 | 2002-05-13 | 沸騰水型熱中性子炉の運転方法 |
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP23277593 | 1993-09-20 | ||
JP5-232775 | 1993-09-20 | ||
JP2002136432A JP3603878B2 (ja) | 1993-09-20 | 2002-05-13 | 沸騰水型熱中性子炉の運転方法 |
Related Parent Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP6222954A Division JPH07167988A (ja) | 1993-09-20 | 1994-09-19 | 沸騰水型熱中性子炉及び沸騰水型熱中性子炉の運転方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2003004884A true JP2003004884A (ja) | 2003-01-08 |
JP3603878B2 JP3603878B2 (ja) | 2004-12-22 |
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Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2002136432A Expired - Fee Related JP3603878B2 (ja) | 1993-09-20 | 2002-05-13 | 沸騰水型熱中性子炉の運転方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JP3603878B2 (ja) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2004301831A (ja) * | 2003-03-20 | 2004-10-28 | Hitachi Ltd | 沸騰水型軽水炉炉心及び燃料集合体 |
JP2008032696A (ja) * | 2006-06-27 | 2008-02-14 | Hitachi Ltd | 原子炉の運転方法及び原子力発電プラント |
JP2022091261A (ja) * | 2020-12-09 | 2022-06-21 | 三菱重工業株式会社 | 炉心構造および原子炉 |
-
2002
- 2002-05-13 JP JP2002136432A patent/JP3603878B2/ja not_active Expired - Fee Related
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Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2004301831A (ja) * | 2003-03-20 | 2004-10-28 | Hitachi Ltd | 沸騰水型軽水炉炉心及び燃料集合体 |
JP2008032696A (ja) * | 2006-06-27 | 2008-02-14 | Hitachi Ltd | 原子炉の運転方法及び原子力発電プラント |
JP2022091261A (ja) * | 2020-12-09 | 2022-06-21 | 三菱重工業株式会社 | 炉心構造および原子炉 |
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---|---|
JP3603878B2 (ja) | 2004-12-22 |
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