JP2005201714A - 沸騰水型原子炉、燃料支持金具、燃料集合体及び沸騰水型原子炉の運転方法 - Google Patents
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Abstract
【課題】燃料配置の自由度を損ねず、且つ、流量配分増加による出力上昇を抑制することによって炉心の熱的余裕を効果的に増加することができる沸騰水型原子炉、燃料支持金具、燃料集合体及び沸騰水型原子炉の運転方法を提供する。
【解決手段】所定のサイクルで原子炉炉心1に装荷される多数の燃料集合体7と、炉心1内に燃料集合体7ごとに冷却材を導く冷却材流路20を有する燃料支持金具15とを備え、炉心1の最外周以外に装荷された第3サイクル以降の燃料集合体7に対応する冷却材流路20に、流動抵抗体21を着脱可能に設ける。
【選択図】 図4
【解決手段】所定のサイクルで原子炉炉心1に装荷される多数の燃料集合体7と、炉心1内に燃料集合体7ごとに冷却材を導く冷却材流路20を有する燃料支持金具15とを備え、炉心1の最外周以外に装荷された第3サイクル以降の燃料集合体7に対応する冷却材流路20に、流動抵抗体21を着脱可能に設ける。
【選択図】 図4
Description
本発明は沸騰水型原子炉に係り、特に熱的余裕を増大させて発電容量を増大させるのに好適な沸騰水型原子炉、燃料支持金具、燃料集合体及び沸騰水型原子炉の運転方法に関する。
沸騰水型原子炉(BWR)の燃料集合体は、「軽水炉」(秋山守著、同文書院刊)に記載のように、核分裂性物質を含む燃料ペレットを被覆管に充填した燃料棒を正方格子状に多数束ね、外側が約14cmで断面が正方形状のチャンネルボックスでカバーして構成される。炉心は前記燃料集合体をさらに束ね、円柱状に配置して形成される。燃料としては、濃縮ウランまたはプルトニウムを富化したウランが酸化物の化学形態で使用される。燃料棒は、核分裂により発熱するので、冷却材(軽水)をポンプで循環させ、燃料棒を冷却している。
原子炉の炉心の熱水力設計では、定格運転時だけでなく、定格運転時から運転時の異常な過渡変化が起こった場合でも、99.9%以上の燃料棒が沸騰遷移を起こさないように、定格運転時における熱的余裕の設計限界値が定められている。一般に、この熱的余裕の指標としては、最小限界出力比(MCPR)が用いられる。
ある炉心状態が決まると、炉心内の各燃料集合体への冷却材の流量配分も決まる。流量配分が決まると、各燃料集合体から沸騰遷移を起こさずに取り出せる限界出力が決まる。その各燃料集合体の限界出力をその燃料集合体の実際の出力で割ったものが限界出力比(CPR)である。炉心中の燃料集合体のもっとも小さいCPRを最小限界出力比(MCPR)という。MCPRは炉心の熱的余裕の代表的パラメータであり、値が大きい程、熱的余裕が大きいことになる。一方、同じ炉心で単純に出力を増加させると熱的余裕は出力増加分相当だけ減少する。言い換えれば各燃料集合体の出力が増加するため、CPRが低下し、MCPRも低下する。
そこで従来より、出力を増加させても熱的余裕、すなわちMCPRを変えないために、CPRが小さく熱的余裕が小さい燃料集合体への冷却材の流量配分を増加させることにより、炉心のMCPRを増加させようとする工夫がなされている。このような従来技術としては、中性子の炉外への漏れの影響の大きい、最外周及び最外周より2層及び3層内側までの燃料に冷却材を供給するオリフィスの絞りを中央部より大きくすることにより、炉心中央部の出力の大きい燃料集合体への流量配分を増加させ、炉心の熱的余裕(MCPR)を増加させたものがある(例えば、特許文献1参照。)。
一方、一般に出力制御用の制御棒のまわりには出力制御をスムースにするために出力の低い燃料集合体しか配置されないことを利用し、出力制御用制御棒に隣接する4体の燃料集合体(コントロールセル)へ冷却材を供給するオリフィスの絞りを大きくしたものがある(例えば、特許文献2参照。)。この従来技術では、出力制御用制御棒のまわりの燃料集合体への流量配分を減らし、その分出力の大きい燃料集合体への流量配分を増やすことにより、炉心の熱的余裕(MCPR)を増加させている。
しかしながら、上記従来技術では以下のような課題が存在する。
すなわち、上記特許文献1記載の従来技術では、炉心中央部のまとまった領域への冷却材流入量が増加するので、その領域での中性子の減速が促進され、流量配分増加による出力上昇が生じ、効果的に熱的余裕(MCPR)を増加できない可能性がある。また上記特許文献2記載の従来技術についても、特許文献1記載の従来技術ほどではないにしても、同様の傾向を有する可能性がある。さらに、特許文献1及び特許文献2に記載の従来技術では、共に炉心内におけるオリフィスを絞る位置が固定されているため、オリフィスを絞ったところに出力の大きい燃料集合体を配置できず、炉心への燃料装荷の自由度が小さくなる欠点がある。
すなわち、上記特許文献1記載の従来技術では、炉心中央部のまとまった領域への冷却材流入量が増加するので、その領域での中性子の減速が促進され、流量配分増加による出力上昇が生じ、効果的に熱的余裕(MCPR)を増加できない可能性がある。また上記特許文献2記載の従来技術についても、特許文献1記載の従来技術ほどではないにしても、同様の傾向を有する可能性がある。さらに、特許文献1及び特許文献2に記載の従来技術では、共に炉心内におけるオリフィスを絞る位置が固定されているため、オリフィスを絞ったところに出力の大きい燃料集合体を配置できず、炉心への燃料装荷の自由度が小さくなる欠点がある。
本発明の目的は、燃料配置の自由度を損ねず、且つ、流量配分増加による出力上昇を抑制することによって炉心の熱的余裕を効果的に増加することができる沸騰水型原子炉、燃料支持金具、燃料集合体及び沸騰水型原子炉の運転方法を提供することにある。
(1)上記した目的を達成する第1の発明の特徴は、原子炉炉心に装荷される多数の燃料集合体と、前記原子炉炉心内に前記燃料集合体ごとに冷却材を導く冷却材流路を有する燃料支持金具とを備え、前記原子炉炉心の最外周以外に装荷された前記燃料集合体に対応する前記冷却材流路に、流動抵抗手段を着脱可能に設けたことを特徴とする沸騰水型原子炉にある。
本発明においては、燃料支持金具が有する冷却材流路に流動抵抗手段を着脱可能に設ける。これにより、原子炉炉心内における冷却材流量を絞る位置の配置を任意に変更することができるので、燃料配置の自由度の減少を防止することができる。またこのように、冷却材流量を絞る位置の配置を任意に変更することができるので、例えば原子炉炉心の最外周以外に装荷された第3サイクル以上の燃料集合体に対応する冷却材流路に流動抵抗手段を設けることにより、出力が低く熱的余裕の大きい第3及び第4サイクルの燃料集合体へ流入する冷却材流量を減少させ、出力が高く熱的余裕の小さい第1及び第2サイクルの燃料集合体への冷却材流量が増加させることができる。このとき、冷却材流量が増加する第1及び第2サイクルの燃料集合体は炉心全体にほぼ均等に散らばって配置されていることから、一部領域の流量配分増加による出力上昇(核熱フィードバックによる出力上昇)を抑制することができる。これにより、第1及び第2サイクルの燃料集合体の熱的余裕(CPR)を効果的に増加することができるので、炉心の熱的余裕(MCPR)を効果的に増加することができる。以上のことから、本発明によれば、燃料配置の自由度を損ねず、且つ、流量配分増加による出力上昇を抑制することによって炉心の熱的余裕を効果的に増加することができる。
(2)上記した目的を達成する第2の発明の特徴は、所定のサイクルで原子炉炉心に装荷される多数の燃料集合体と、前記原子炉炉心内に前記燃料集合体ごとに冷却材を導く冷却材流路を有する燃料支持金具とを備え、前記原子炉炉心の最外周以外に装荷された所定のサイクル数以降の前記燃料集合体に対応する前記冷却材流路に、流動抵抗手段を設けたことを特徴とする沸騰水型原子炉にある。
(3)上記した目的を達成する第3の発明の特徴は、所定のサイクルで原子炉炉心に装荷される多数の燃料集合体と、前記原子炉炉心内に前記燃料集合体ごとに冷却材を導く冷却材流路を有する燃料支持金具とを備え、前記原子炉炉心の最外周以外に装荷された所定のサイクル数以降の前記燃料集合体に対応する前記冷却材流路に、流動抵抗手段を着脱可能に設けたことを特徴とする沸騰水型原子炉にある。
(4)上記した目的を達成する第4の発明の特徴は、前記流動抵抗手段を、前記原子炉炉心の最外周以外に装荷された第3サイクル以降の前記燃料集合体に対応する前記冷却材流路に設けたことを特徴とする請求項1乃至請求項3のいずれかに記載の沸騰水型原子炉にある。
(5)上記した目的を達成する第5の発明の特徴は、前記流動抵抗手段は、前記冷却材流路の流動抵抗を、前記原子炉炉心の最外周に装荷された前記燃料集合体に対応する前記冷却材流路の流動抵抗より小さい範囲内で2倍以上に増加することを特徴とする請求項4に記載の沸騰水型原子炉にある。
(6)上記した目的を達成する第6の発明の特徴は、所定のサイクルで原子炉炉心に装荷される多数の燃料集合体と、前記原子炉炉心内に前記燃料集合体ごとに冷却材を導く冷却材流路を有する燃料支持金具と、前記燃料集合体の下部に備えられ、前記冷却材流路に挿入される下部タイプレートとを備え、前記原子炉炉心の最外周以外に装荷された所定のサイクル数以降の前記燃料集合体の下部タイプレートに、流動抵抗手段を着脱可能に設けたことを特徴とする沸騰水型原子炉にある。
(7)上記した目的を達成する第7の発明の特徴は、前記流動抵抗手段を、前記原子炉炉心の最外周以外に装荷された第3サイクル以降の前記燃料集合体の下部タイプレートに設けたことを特徴とする請求項6に記載の沸騰水型原子炉にある。
(8)上記した目的を達成する第8の発明の特徴は、前記流動抵抗手段は、前記下部タイプレートが挿入される前記冷却材流路の流動抵抗を、前記原子炉炉心の最外周に装荷された前記燃料集合体に対応する前記冷却材流路の流動抵抗より小さい範囲内で2倍以上に増加することを特徴とする請求項7記載の沸騰水型原子炉にある。
(9)上記した目的を達成する第9の発明の特徴は、原子炉炉心内に燃料集合体ごとに冷却材を導く冷却材流路を有する燃料支持金具において、前記冷却材流路に流動抵抗手段を着脱可能に設けたことを特徴とする燃料支持金具にある。
(10)上記した目的を達成する第10の発明の特徴は、原子炉炉心に装荷され、下部タイプレートを有する燃料集合体において、前記下部タイプレートに、前記下部タイプレートが挿入される燃料支持金具の冷却材流路の流動抵抗を増加させる流動抵抗手段を着脱可能に設けたことを特徴とする燃料集合体にある。
(11)上記した目的を達成する第11の発明の特徴は、所定のサイクルで原子炉炉心に装荷される多数の燃料集合体と、前記原子炉炉心内に前記燃料集合体ごとに冷却材を導く冷却材流路を有する燃料支持金具とを備えた沸騰水型原子炉の運転方法において、前記原子炉炉心の最外周以外に装荷された所定のサイクル数以降の前記燃料集合体に対応する前記冷却材流路の流動抵抗を増加して運転することを特徴とする沸騰水型原子炉の運転方法にある。
本発明によれば、燃料配置の自由度を損ねず、且つ、流量配分増加による出力上昇を低減することによって炉心の熱的余裕を効果的に増加することができる。
(第1実施形態)
以下、本発明の沸騰水型原子炉、燃料支持金具、燃料集合体及び沸騰水型原子炉の運転方法の第1の実施形態を図面を参照しつつ説明する。
図1は、本実施形態の沸騰水型原子炉の全体構成を表す断面図である。この図1において、沸騰水型原子炉は、炉心1と、この炉心1を取り囲むシュラウド2と、このシュラウド2の上部に配設され煙突状の複数の流路から構成された気水分離器3と、この気水分離器3のさらに上部に配設されたドライヤ4と、これら炉心1、シュラウド2、気水分離器3、及びドライヤ4を内包する原子炉圧力容器5と、原子炉圧力容器5の下部に設けられた制御棒駆動機構6とを備えている。この制御棒駆動機構6により、炉心1に装荷された多数の燃料集合体7間において原子炉出力を制御する制御棒8が上・下方向に駆動される。
以下、本発明の沸騰水型原子炉、燃料支持金具、燃料集合体及び沸騰水型原子炉の運転方法の第1の実施形態を図面を参照しつつ説明する。
図1は、本実施形態の沸騰水型原子炉の全体構成を表す断面図である。この図1において、沸騰水型原子炉は、炉心1と、この炉心1を取り囲むシュラウド2と、このシュラウド2の上部に配設され煙突状の複数の流路から構成された気水分離器3と、この気水分離器3のさらに上部に配設されたドライヤ4と、これら炉心1、シュラウド2、気水分離器3、及びドライヤ4を内包する原子炉圧力容器5と、原子炉圧力容器5の下部に設けられた制御棒駆動機構6とを備えている。この制御棒駆動機構6により、炉心1に装荷された多数の燃料集合体7間において原子炉出力を制御する制御棒8が上・下方向に駆動される。
各燃料集合体7を冷却するための冷却材は、燃料集合体7を下方から支持する燃料支持金具15(図1では図示省略。後述の図3参照。)に各燃料集合体7ごとに設けられた冷却材流路20(後述の図4参照。)を通り、炉心1内の燃料集合体7内に流入する。燃料集合体7内に流入した冷却材は、加熱されて蒸気と飽和水の気液混合流となって燃料集合体7内を上昇する。この気液混合流は、炉心1の上部に設けた気水分離器3内を上昇しつつ蒸気と飽和水に分離され、分離された蒸気は気水分離器3の上部に設けたドライヤ4により乾燥されて、図1中矢印アに示すように流れて蒸気出口9から図示しないタービン側に送られる。タービンを回転させた蒸気は復水器(図示せず)で凝縮され、凝縮された冷却材(復水)は給水入口10から原子炉圧力容器5内へ還流されるようになっている。
還流された冷却材は、再循環水出口11から再循環ポンプ12に吸い込まれ、この再循環ポンプ12から吐出された冷却材は再循環水入口13から原子炉圧力容器5内に流入し、図1中矢印イに示すように流れて燃料支持金具15を介して炉心1内の燃料集合体7内へ流入する。
図2は本実施形態の沸騰水型原子炉の炉心1の水平断面4分の1領域における燃料集合体7の配置を示した図である。図中の数字は各燃料集合体7が炉心1に装荷されて何サイクル目かを示している。なお、本実施形態では1サイクルは約13ヶ月である(但しこの期間に限定するものではない)。また、図中黒色で示す燃料集合体7は炉心1の最外周に装荷されたものを示す。
本実施形態は、炉心1の最外周に位置する燃料集合体7(図2中黒色で示す燃料集合体7)を除く第3、第4サイクルの燃料集合体7(図2中グレーで示す燃料集合体7)に冷却材を供給する燃料支持金具15の冷却材流路20内に絞りを取り付けたことを特徴とする。
図3は燃料支持金具15の全体構造を表す斜視図である。この図3に示すように、燃料支持金具15はその上部に燃料集合体7を支持するための支持孔16を4箇所有しており、この支持孔16に燃料集合体7の下部タイプレート30(後述の図11参照)が差し込まれることによって燃料集合体7を4体支持する。これら4体の燃料集合体7に供給される冷却材は、燃料支持金具15の下部の周方向4箇所に設けられたオリフィス17を介して燃料支持金具15内に導入される。また、燃料支持金具15の略中央部には制御棒8挿通用の略十字型の貫通孔18が設けられている。
図4は図3中IV−IV断面による燃料支持金具15の部分縦断面図である。この図4に示すように、燃料支持金具15内にはオリフィス17と支持孔16を連通し、燃料集合体7に冷却材を供給するための冷却材流路20が形成されている。燃料支持金具15はこの冷却材流路20を4つ有しており、対応する燃料集合体7に冷却材を供給する。これら冷却材流路20の途中には流動抵抗体(流動抵抗手段)21がそれぞれ取り付けられている。
図5はこの流動抵抗体21の構造を表す上面図である。この図5に示すように、流動抵抗体21は例えばステンレス合金(その他の金属でもよい)で構成されたリング状の部材であり、冷却材流路20の外周部を塞いで流路面積を縮小するものである。本実施形態では、流動抵抗体21で流路面積を縮小した冷却材流路20(すなわち第3、第4サイクルの燃料集合体7に対応する冷却材流路20)の流動抵抗が、流動抵抗体21を設けない冷却材流路20(すなわち第1、第2サイクルの燃料集合体7に対応する冷却材流路20)の流動抵抗の2倍以上となるように、且つ、最外周に位置する燃料集合体7に対応する冷却材流路20の流動抵抗より小さくなるように、流動抵抗体21が形成されている。この流動抵抗体21は燃料支持金具15に着脱可能な構造となっており、取り付けるときは流動抵抗体21の外周部に設けた凹部21aを燃料支持金具15の凸部22に合わせ、燃料支持金具15の支持部23(図4参照)上まで下ろし、その後流動抵抗体21を周方向に回転させて凹部21aが凸部22から外れるようにする。このようにして、流動抵抗体21を燃料支持金具15に固定し、冷却材流路20内の冷却材の流れにより浮き上がることを防止できる。一方、流動抵抗体21を燃料支持金具15から取り外すときは、上記手順を反対に行えば足りる。なお、例えばピンやネジ等を用いて流動抵抗体21を燃料支持金具15に固定するようにしてもよい。
以上のような構成である本実施形態の沸騰水型原子炉により得られる作用を以下にその項目ごとに説明する。
(1)流量配分増加による出力上昇を抑制することによる熱的余裕増大作用
本実施形態では、炉心1の最外周に位置する燃料集合体7以外の第3、第4サイクルの燃料集合体1へ冷却材を供給する冷却材流路20に流動抵抗体21を設けることにより、炉心1内で既に2サイクル以上使用され、出力が低くなった第3、第4サイクルの燃料集合体7へ流入する冷却材流量を減少させ、出力が高く、熱的余裕が小さい第1、第2サイクルの燃料集合体7への冷却材流量を増加させる。一方で、これによって第1、第2サイクルの燃料集合体7における冷却材(減速材でもある)のボイド率が減少して減速材(冷却材)密度が大きくなるため、第1、第2サイクルの燃料集合体7の出力も増加する。これにより、例えば前述した特許文献1記載の従来技術のように、炉心1の外周領域のみの絞りを大きくするような構造の場合、炉心1の中央部のまとまった領域への冷却材流入量が増加するので、その領域での中性子の減速が促進され、流量配分増加による出力上昇が生じ、効果的に炉心1の熱的余裕(MCPR)を増加できない可能性がある。また特許文献2記載の従来技術についても、特許文献1記載の従来技術ほどではないにしても、同様の傾向を有する可能性がある。
本実施形態では、炉心1の最外周に位置する燃料集合体7以外の第3、第4サイクルの燃料集合体1へ冷却材を供給する冷却材流路20に流動抵抗体21を設けることにより、炉心1内で既に2サイクル以上使用され、出力が低くなった第3、第4サイクルの燃料集合体7へ流入する冷却材流量を減少させ、出力が高く、熱的余裕が小さい第1、第2サイクルの燃料集合体7への冷却材流量を増加させる。一方で、これによって第1、第2サイクルの燃料集合体7における冷却材(減速材でもある)のボイド率が減少して減速材(冷却材)密度が大きくなるため、第1、第2サイクルの燃料集合体7の出力も増加する。これにより、例えば前述した特許文献1記載の従来技術のように、炉心1の外周領域のみの絞りを大きくするような構造の場合、炉心1の中央部のまとまった領域への冷却材流入量が増加するので、その領域での中性子の減速が促進され、流量配分増加による出力上昇が生じ、効果的に炉心1の熱的余裕(MCPR)を増加できない可能性がある。また特許文献2記載の従来技術についても、特許文献1記載の従来技術ほどではないにしても、同様の傾向を有する可能性がある。
これに対し、本実施形態によれば、図2に示すように冷却材流量を絞った燃料集合体7が炉心全体にほぼ均等に(言い換えると例えばチェッカーボード状に)散らばっており、冷却材流入量が増加する燃料集合体7(すなわち第1および第2サイクルの燃料集合体)が一部領域に集中していないため、上記のような一部領域の流量配分増加による出力上昇(核熱フィードバックによる出力上昇)を抑制することができる。これにより、冷却材流入量が増加する第1及び第2サイクルの燃料集合体7の熱的余裕(CPR)を効果的に増加することができ、炉心1の熱的余裕(MCPR)を効果的に増加することができる。その結果、熱的余裕を従来と同様に維持しつつ原子力プラントの発電容量を増大することが可能となる。
なお、本実施形態では、第3及び第4サイクルの燃料集合体7へ冷却材を供給する冷却材流路20の流動抵抗を、最外周に位置する燃料集合体7に冷却材を供給する冷却材流路20の流動抵抗より小さい範囲内で、第1及び第2サイクルの燃料集合体7へ冷却材を供給する冷却材流路20の流動抵抗の2倍以上となるようにする。これは本願発明者等の解析によって、一般的な沸騰水型原子炉の場合、最外周以外の第3、第4サイクルの燃料集合体1へ冷却材を供給する冷却材流路20における絞りをオリフィス17の絞り(従来のオリフィスと同等の絞りとする)の2倍以上とすると、炉心1のMCPRが約2%以上改善することがわかったからである。すなわち、第3、第4サイクルの燃料集合体7への冷却材流量を絞って第1、第2サイクルの燃料集合体7への流量配分が増加することにより、第1、第2サイクルの燃料集合体7の出力は1%程度上昇するが、本実施形態では第1、第2サイクルの燃料集合体7を炉心全体にほぼ均等に散りばめた構造とするので、流量増加による出力上昇よりも熱的余裕の増大効果の方が大きくなり、炉心全体の出力を同じとした場合における第1、第2サイクルの燃料集合体7のCPRは約2%程度増加する。したがって、炉心1の熱的余裕(MCPR)を約2%以上増加することができる。
なお、本実施形態においても図2のA部分のように第1サイクル及び第2サイクルの燃料集合体7が固まった部分が生じており、そのような場所では熱的余裕がもっとも厳しくなるが、この場合、例えばコントロールセル周囲(図2中Bに示す部分)に配置した第4サイクルの燃料集合体7のうちの1体をA部分の十字型の真ん中の燃料集合体7と入れ替えることによって、更なる熱的余裕の向上が可能である。
(2)燃料配置の自由度減少防止作用
前述した特許文献1及び特許文献2記載の従来技術のように、オリフィス17の口径自体を変えて冷却材流量を絞る構造の場合、オリフィス17は燃料支持金具15と一体構造であるため、絞りを大きくした位置における燃料集合体7はほぼ第3サイクル以降の燃料に限定されることになる。そのため炉心1の燃料装荷の自由度が減少するという欠点がある。この燃料装荷の自由度減少の影響は、特に計画外停止等があった場合に大きく出る可能性がある。
前述した特許文献1及び特許文献2記載の従来技術のように、オリフィス17の口径自体を変えて冷却材流量を絞る構造の場合、オリフィス17は燃料支持金具15と一体構造であるため、絞りを大きくした位置における燃料集合体7はほぼ第3サイクル以降の燃料に限定されることになる。そのため炉心1の燃料装荷の自由度が減少するという欠点がある。この燃料装荷の自由度減少の影響は、特に計画外停止等があった場合に大きく出る可能性がある。
これに対し、本実施形態では流動抵抗体21を燃料支持金具15に対し着脱可能な構造とする。これにより、例えば、通常時は絞り位置(流動抵抗体21を設けた燃料支持金具15の位置)の配置は変えず、計画外停止等で燃料経済性および運転サイクル長さ等、プラント経済性の観点から絞り位置の配置を変えた方が良い場合には、適宜配置を変更したり、絞り位置数の増減を行うといったことが可能である。したがって、燃料配置の自由度が損なわれるのを防止することができる。
(3)流量配分調整幅拡大作用
本実施形態では、炉心1に装荷される燃料集合体7の872体のうち、第3サイクル以降の燃料集合体7に冷却材を供給する冷却材流路20の全てに流動抵抗体21を付けており、冷却材流量を絞った燃料集合体7の数が比較的多くなっている。このことを、図6及び図7を用いて説明する。
本実施形態では、炉心1に装荷される燃料集合体7の872体のうち、第3サイクル以降の燃料集合体7に冷却材を供給する冷却材流路20の全てに流動抵抗体21を付けており、冷却材流量を絞った燃料集合体7の数が比較的多くなっている。このことを、図6及び図7を用いて説明する。
図6は本実施形態と同様の燃料集合体配置である炉心1において、前述した特許文献1に記載の従来技術と同様に、中性子の炉外への漏れの影響の大きい最外周より2層内側及び3層内側の燃料集合体7の冷却材流量を絞った場合における、絞り位置の配置を示した図である(比較例1)。この比較例1では、最外周を除く冷却材流量を絞った燃料集合体7(すなわち図6中グレーの燃料集合体)の数は、図6に示すように4分の1炉心で43体、全炉心では172体となる。
一方、図7は本実施形態と同様の燃料集合体配置である炉心1において、前述した特許文献2に記載の従来技術と同様に、出力制御用制御棒に隣接する4体の燃料集合体(コントロールセル)7の冷却材流量を絞った場合における、絞り位置の配置を示した図である(比較例2)。この比較例2では、最外周を除く冷却材流量を絞った燃料集合体7(すなわち図7中グレーの燃料集合体)の数は、図7に示すように4分の1炉心で最外周を除くと13体、全炉心で52体となる。
これに対し、本実施形態では、図2に示すように最外周を除く冷却材流量を絞った燃料集合体7の数は96体、全炉心で384体となり、上記比較例1の2倍以上、比較例2に対しては7倍以上にもなっており、炉心1における燃料集合体7間の流量配分調整幅を大幅に大きくすることができる。これにより、上記(1)で述べた炉心1の熱的余裕(MCPR)の増大作用をより大きく得ることができる。
なお、本実施形態ではこのように多くの燃料集合体7に対応した冷却材流路20の絞りを大きくするため、炉心1の圧力損失の増大が懸念されるが、その増加幅は10%程度である。一般に、炉心1の圧力損失は再循環ポンプ12の揚程の約3分の2程度であり、炉の型式等にもよるが、炉心1の圧力損失が10%程度増加しても再循環ポンプ12で対応可能である。また、対応できない場合には増出力時等に改造等で対応することも可能であり、技術的に問題となる程の影響はない。
なお、流動抵抗体21の形状としては、以上説明してきた第1実施形態の形状に限られるものではなく、本発明の趣旨及び技術的思想を逸脱しない範囲内で種々の変形が可能である。以下、この流動抵抗体21の変形例を説明する。
(1)取っ手を設けた流動抵抗体
本変形例の流動抵抗体(流動抵抗手段)25の構造を図8(A)及び図8(B)に示す。第1実施例の流動抵抗体21は単純なリング状で流路面積を中央に狭めるだけであったが、本変形例ではリング部25aによる流路面積の狭め方を小さくし、その代わりにリング部25aから流路中央を横切る取っ手25bを設けて、全体として第1実施例の流動抵抗体21と同等の流動抵抗特性を持つようにしたものである。なお、燃料支持金具15への固定方法は第1実施形態と同様である。本変形例によれば、取っ手25bを設けたことにより、流動抵抗体25の着脱の際のハンドリングが容易になるメリットがある。
本変形例の流動抵抗体(流動抵抗手段)25の構造を図8(A)及び図8(B)に示す。第1実施例の流動抵抗体21は単純なリング状で流路面積を中央に狭めるだけであったが、本変形例ではリング部25aによる流路面積の狭め方を小さくし、その代わりにリング部25aから流路中央を横切る取っ手25bを設けて、全体として第1実施例の流動抵抗体21と同等の流動抵抗特性を持つようにしたものである。なお、燃料支持金具15への固定方法は第1実施形態と同様である。本変形例によれば、取っ手25bを設けたことにより、流動抵抗体25の着脱の際のハンドリングが容易になるメリットがある。
(2)メッシュを設けた流動抵抗体
本変形例の流動抵抗体(流動抵抗手段)26の構造を図9(A)及び図9(B)に示す。第1実施例の流動抵抗体21は単純なリング状であったが、本変形例の流動抵抗体26はリング部26aの中心部にメッシュ部26bを備え、全体として第1実施例の流動抵抗体21と同等の流動抵抗特性を持つようにしたものである。本変形例によれば、メッシュ部26bが冷却材中の異物を捕捉する機能を有するので、燃料集合体7への異物の流入を防ぐことができる。
本変形例の流動抵抗体(流動抵抗手段)26の構造を図9(A)及び図9(B)に示す。第1実施例の流動抵抗体21は単純なリング状であったが、本変形例の流動抵抗体26はリング部26aの中心部にメッシュ部26bを備え、全体として第1実施例の流動抵抗体21と同等の流動抵抗特性を持つようにしたものである。本変形例によれば、メッシュ部26bが冷却材中の異物を捕捉する機能を有するので、燃料集合体7への異物の流入を防ぐことができる。
(3)棒状の流動抵抗体
本変形例の流動抵抗体(流動抵抗手段)27の構造を図10(A)及び図10(B)に示す。この図10に示すように、本変形例の流動抵抗体27は棒状形状であり、燃料支持金具15に設けられ流動抵抗体27を挟むように設けた支持部28上に自重により搭載されるようになっている。流動抵抗体27の断面形状は円形状、又は四角形状でも三角形状でもよい。本変形例によれば、流動抵抗体27の着脱に際して流動抵抗体27を回転させる必要がなく、着脱作業を容易にすることができる。なお、図10では流動抵抗体27は1本としているが、複数本としてもよい。この場合、本数を変えることによって冷却材流路20の流動抵抗を第1実施形態よりも細かに調整することが可能となる。また複数本の場合、交換に時間がかかる場合は複数本を連結したものでもよい。例えば十字形状としてもよい。
本変形例の流動抵抗体(流動抵抗手段)27の構造を図10(A)及び図10(B)に示す。この図10に示すように、本変形例の流動抵抗体27は棒状形状であり、燃料支持金具15に設けられ流動抵抗体27を挟むように設けた支持部28上に自重により搭載されるようになっている。流動抵抗体27の断面形状は円形状、又は四角形状でも三角形状でもよい。本変形例によれば、流動抵抗体27の着脱に際して流動抵抗体27を回転させる必要がなく、着脱作業を容易にすることができる。なお、図10では流動抵抗体27は1本としているが、複数本としてもよい。この場合、本数を変えることによって冷却材流路20の流動抵抗を第1実施形態よりも細かに調整することが可能となる。また複数本の場合、交換に時間がかかる場合は複数本を連結したものでもよい。例えば十字形状としてもよい。
また、上記本発明の第1の実施形態においては、炉心1の最外周に位置する燃料集合体7を除く第3、第4サイクルの燃料集合体7に冷却材を導く冷却材流路20内に流動抵抗体21を取り付けるようにしたが、これに限らない。すなわち、最外周以外の第3、第4サイクルの燃料集合体7に対応する冷却材流路20の流動抵抗が、第1、第2サイクルの燃料集合体7に対応する冷却材流路20の流動抵抗の2倍以上であり、且つ最外周に位置する燃料集合体7に対応する冷却材流路20の流動抵抗より小さい範囲内であるという条件を満たしさえすれば、炉心1の最外周に位置する燃料集合体7に冷却材を導く冷却材流路20内に流動抵抗体21を設けてもよい。この場合も、上記第1の実施形態と同様の効果を得ることができる。
(第2実施形態)
次に、本発明の沸騰水型原子炉、燃料支持金具、燃料集合体及び沸騰水型原子炉の運転方法の第2の実施形態を図11を参照しつつ説明する。本実施形態は、燃料集合体7への冷却材流量の絞りを第1実施形態のように燃料支持金具15に取り付けた流動抵抗体21で行うのではなく、燃料集合体7の下部タイプレートに取り付けた流動抵抗体によって行うようにしたものである。
次に、本発明の沸騰水型原子炉、燃料支持金具、燃料集合体及び沸騰水型原子炉の運転方法の第2の実施形態を図11を参照しつつ説明する。本実施形態は、燃料集合体7への冷却材流量の絞りを第1実施形態のように燃料支持金具15に取り付けた流動抵抗体21で行うのではなく、燃料集合体7の下部タイプレートに取り付けた流動抵抗体によって行うようにしたものである。
図11は本発明の沸騰水型原子炉の第2の実施形態の燃料集合体の下部タイプレートの構造を表す側面図である。この図11に示すように、本実施形態では、燃料集合体7の下部に備えられた下部タイプレート30の下端部に流動抵抗体(流動抵抗手段)31を嵌め込むための取付けハンドル32を設け、この取付けハンドル32に流動抵抗体31を嵌め込む構造とする。流動抵抗体31は、第1実施形態の流動抵抗体21と同様に例えばステンレス合金(他の金属でもよい)で構成され、取付けハンドル32の形状に沿った断面凹形状の部材である。この流動抵抗体31を取付けハンドル32に嵌め込んだ際には、流動抵抗体31の内側に設けたスプリング33によって取付けハンドル32が両側から挟み込まれ、これにより流動抵抗体31は取付けハンドル32に固定される。このような構成により、流動抵抗体31は下部タイプレート30(取付けハンドル32)に対し着脱可能な構造となっている。なお、ここでは流動抵抗体31をスプリング33によって固定する構造としたが、前述の第1の実施形態のように回転させてロックする構造としてもよい。また、流動抵抗体31の形状は例えば有底の円筒状の部材等でもよい。
上述した点以外の本実施形態の構成は前述の第1実施形態と同様であるので、説明を省略する。
上述した点以外の本実施形態の構成は前述の第1実施形態と同様であるので、説明を省略する。
以上のような構成の本実施形態によれば、前述の第1実施形態と同様の作用を得られるが、その他にも以下の作用が得られる。
すなわち、第1実施形態では燃料支持金具15に流動抵抗体21を取り付ける構造としたので、絞り位置の配置を変える必要が生じない限りは第1実施形態の方が定期検査時の燃料交換に追加の手間がなく合理的である。しかしその一方で、絞り位置の配置を変える必要性が高い炉型等の場合、炉心1の最下部にある燃料支持金具15についている流動抵抗体31を原子炉圧力容器5の上部から着脱する手間がかかる。これに対し、本実施形態のように燃料集合体7の下部タイプレート30に流動抵抗体31を取り付ける構造であれば、燃料貯蔵プール内などにおいて着脱作業が出来るので合理的である。また、第1の実施形態では、流動抵抗体21を取り付ける位置の燃料支持金具15については全て流動抵抗体取付け仕様のものに交換する必要があるが、本実施形態では燃料支持金具15については今までと同じものが使用可能であり、既設の原子炉に用いる場合に燃料支持金具15を交換しなくていいという利点がある。
すなわち、第1実施形態では燃料支持金具15に流動抵抗体21を取り付ける構造としたので、絞り位置の配置を変える必要が生じない限りは第1実施形態の方が定期検査時の燃料交換に追加の手間がなく合理的である。しかしその一方で、絞り位置の配置を変える必要性が高い炉型等の場合、炉心1の最下部にある燃料支持金具15についている流動抵抗体31を原子炉圧力容器5の上部から着脱する手間がかかる。これに対し、本実施形態のように燃料集合体7の下部タイプレート30に流動抵抗体31を取り付ける構造であれば、燃料貯蔵プール内などにおいて着脱作業が出来るので合理的である。また、第1の実施形態では、流動抵抗体21を取り付ける位置の燃料支持金具15については全て流動抵抗体取付け仕様のものに交換する必要があるが、本実施形態では燃料支持金具15については今までと同じものが使用可能であり、既設の原子炉に用いる場合に燃料支持金具15を交換しなくていいという利点がある。
1 炉心(原子炉炉心)
7 燃料集合体
15 燃料支持金具
20 冷却材流路
21 流動抵抗体(流動抵抗手段)
25 流動抵抗体(流動抵抗手段)
26 流動抵抗体(流動抵抗手段)
27 流動抵抗体(流動抵抗手段)
30 下部タイプレート
31 流動抵抗体(流動抵抗手段)
7 燃料集合体
15 燃料支持金具
20 冷却材流路
21 流動抵抗体(流動抵抗手段)
25 流動抵抗体(流動抵抗手段)
26 流動抵抗体(流動抵抗手段)
27 流動抵抗体(流動抵抗手段)
30 下部タイプレート
31 流動抵抗体(流動抵抗手段)
Claims (11)
- 原子炉炉心に装荷される多数の燃料集合体と、前記原子炉炉心内に前記燃料集合体ごとに冷却材を導く冷却材流路を有する燃料支持金具とを備え、
前記原子炉炉心の最外周以外に装荷された前記燃料集合体に対応する前記冷却材流路に、流動抵抗手段を着脱可能に設けたことを特徴とする沸騰水型原子炉。 - 所定のサイクルで原子炉炉心に装荷される多数の燃料集合体と、前記原子炉炉心内に前記燃料集合体ごとに冷却材を導く冷却材流路を有する燃料支持金具とを備え、
前記原子炉炉心の最外周以外に装荷された所定のサイクル数以降の前記燃料集合体に対応する前記冷却材流路に、流動抵抗手段を設けたことを特徴とする沸騰水型原子炉。 - 所定のサイクルで原子炉炉心に装荷される多数の燃料集合体と、前記原子炉炉心内に前記燃料集合体ごとに冷却材を導く冷却材流路を有する燃料支持金具とを備え、
前記原子炉炉心の最外周以外に装荷された所定のサイクル数以降の前記燃料集合体に対応する前記冷却材流路に、流動抵抗手段を着脱可能に設けたことを特徴とする沸騰水型原子炉。 - 前記流動抵抗手段を、前記原子炉炉心の最外周以外に装荷された第3サイクル以降の前記燃料集合体に対応する前記冷却材流路に設けたことを特徴とする請求項1乃至請求項3のいずれかに記載の沸騰水型原子炉。
- 前記流動抵抗手段は、前記冷却材流路の流動抵抗を、前記原子炉炉心の最外周に装荷された前記燃料集合体に対応する前記冷却材流路の流動抵抗より小さい範囲内で2倍以上に増加することを特徴とする請求項4に記載の沸騰水型原子炉。
- 所定のサイクルで原子炉炉心に装荷される多数の燃料集合体と、前記原子炉炉心内に前記燃料集合体ごとに冷却材を導く冷却材流路を有する燃料支持金具と、前記燃料集合体の下部に備えられ、前記冷却材流路に挿入される下部タイプレートとを備え、
前記原子炉炉心の最外周以外に装荷された所定のサイクル数以降の前記燃料集合体の下部タイプレートに、流動抵抗手段を着脱可能に設けたことを特徴とする沸騰水型原子炉。 - 前記流動抵抗手段を、前記原子炉炉心の最外周以外に装荷された第3サイクル以降の前記燃料集合体の下部タイプレートに設けたことを特徴とする請求項6に記載の沸騰水型原子炉。
- 前記流動抵抗手段は、前記下部タイプレートが挿入される前記冷却材流路の流動抵抗を、前記原子炉炉心の最外周に装荷された前記燃料集合体に対応する前記冷却材流路の流動抵抗より小さい範囲内で2倍以上に増加することを特徴とする請求項7記載の沸騰水型原子炉。
- 原子炉炉心内に燃料集合体ごとに冷却材を導く冷却材流路を有する燃料支持金具において、
前記冷却材流路に流動抵抗手段を着脱可能に設けたことを特徴とする燃料支持金具。 - 原子炉炉心に装荷され、下部タイプレートを有する燃料集合体において、
前記下部タイプレートに、前記下部タイプレートが挿入される燃料支持金具の冷却材流路の流動抵抗を増加させる流動抵抗手段を着脱可能に設けたことを特徴とする燃料集合体。 - 所定のサイクルで原子炉炉心に装荷される多数の燃料集合体と、前記原子炉炉心内に前記燃料集合体ごとに冷却材を導く冷却材流路を有する燃料支持金具とを備えた沸騰水型原子炉の運転方法において、
前記原子炉炉心の最外周以外に装荷された所定のサイクル数以降の前記燃料集合体に対応する前記冷却材流路の流動抵抗を増加して運転することを特徴とする沸騰水型原子炉の運転方法。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2004006600A JP2005201714A (ja) | 2004-01-14 | 2004-01-14 | 沸騰水型原子炉、燃料支持金具、燃料集合体及び沸騰水型原子炉の運転方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
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JP2004006600A JP2005201714A (ja) | 2004-01-14 | 2004-01-14 | 沸騰水型原子炉、燃料支持金具、燃料集合体及び沸騰水型原子炉の運転方法 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
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JP2005201714A true JP2005201714A (ja) | 2005-07-28 |
Family
ID=34820517
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
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JP2004006600A Pending JP2005201714A (ja) | 2004-01-14 | 2004-01-14 | 沸騰水型原子炉、燃料支持金具、燃料集合体及び沸騰水型原子炉の運転方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
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JP (1) | JP2005201714A (ja) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2012141302A (ja) * | 2010-12-28 | 2012-07-26 | Global Nuclear Fuel Americas Llc | 最適化された燃料支持体及びこれを用いた原子炉心を作製する方法 |
CN103106930A (zh) * | 2013-02-04 | 2013-05-15 | 中国核动力研究设计院 | 超临界水冷堆流量调节结构和燃料组件 |
JP2013156131A (ja) * | 2012-01-30 | 2013-08-15 | Global Nuclear Fuel Americas Llc | 可変オリフィスを備えたタイプレート及び燃料集合体冷却材流の選択的制御方法 |
US9136024B2 (en) | 2010-12-28 | 2015-09-15 | Global Nuclear Fuel—Americas, LLC | Tie plate with variable orifice and methods for selective control of fuel assembly coolant flow |
-
2004
- 2004-01-14 JP JP2004006600A patent/JP2005201714A/ja active Pending
Cited By (5)
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JP2012141302A (ja) * | 2010-12-28 | 2012-07-26 | Global Nuclear Fuel Americas Llc | 最適化された燃料支持体及びこれを用いた原子炉心を作製する方法 |
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JP2013156131A (ja) * | 2012-01-30 | 2013-08-15 | Global Nuclear Fuel Americas Llc | 可変オリフィスを備えたタイプレート及び燃料集合体冷却材流の選択的制御方法 |
CN103106930A (zh) * | 2013-02-04 | 2013-05-15 | 中国核动力研究设计院 | 超临界水冷堆流量调节结构和燃料组件 |
CN103106930B (zh) * | 2013-02-04 | 2016-01-20 | 中国核动力研究设计院 | 超临界水冷堆燃料组件 |
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