JP2007504442A - 原子炉の操作方法 - Google Patents

Abstract

本発明は、基本サイクルと、多数回の連続する制御棒サイクルと、を含む動作サイクル中の原子力軽水炉の操作方法に関する。原子炉（１）は、核分裂性物質の形態の核燃料と、可燃吸収体と、各制御棒位置において導入可能な複数の制御棒（５）と、を有する複数の細長い燃料ユニット（４）と、を含む。原子炉が始動して動作サイクルが開始される前に、実質的に全ての制御棒は炉心に導入される。基本サイクル中に、少なくとも部分的に導入され、残りの制御棒（５）が引き抜かれた第１群の制御棒（５）を有する第１の制御棒構成によって、原子炉は動作する。連続する制御棒サイクル中に、少なくとも部分的に導入された、様々な群の制御棒を含む各制御棒構成によって、原子炉は動作する。基本サイクルは、連続する各制御棒サイクルより実質的に長い。
【選択図】図２

Description

本発明は一般に、原子力軽水炉の操作および制御に関する。より正確には本発明は、沸騰水型の原子力軽水炉の操作および制御に関する。

特に本発明は、基本サイクルおよび多数回の連続する制御棒サイクルを含む動作サイクル中の原子力軽水炉の操作方法に関する。動作サイクルとは即ち、燃料を取り替えたり再配置したりすることなく、原子炉が同じ炉心で動作する時間のことである。

沸騰水型の原子力軽水炉は、核分裂性物質を有する複数の細長い燃料ユニットと、多数の制御棒と、を含む。燃料ユニットは、多量の核分裂性燃料を入れた被膜加工の管をそれぞれ有する、多数の燃料棒を含む細長い燃料集合体として設計されてもよい。沸騰水型原子炉には、このような燃料集合体が多く存在しており、その数は４００から８００程度、および制御棒の約４分の１、即ち１００から２００程度存在する。

燃料ユニットは、互いに平行に配置され、４つの燃料ユニットをそれぞれ含む複数のセルに分けられる。これらのセルは、原子炉の炉心を形成する。実質的にこのようなセルは、各炉心に制御棒位置を有する。これらの各制御棒位置において、制御棒のうちの１つは、完全または部分的に導入可能である。制御棒は、ホウ素またはハフニウムなどの中性子吸収物質を含み、沸騰水型原子炉において燃料内の核反応を制御し、中断するために使用される。全ての制御棒が導入されると、原子炉は停止する。つまり、核分裂過程において解放される、より多くの中性子が吸収され、核反応は停止する。

動作サイクル中に炉心に含まれる燃料ユニットは、核分裂性物質の量に関連して異なる。この違いは第一に、燃料ユニットが異なる時間に動作するという事実による。第１型の燃料ユニットは新しい型のものであってよく、比較的多くの量の核分裂性物質を含む。第２型の燃料ユニットは、原子炉において１または複数の前回の動作サイクル中に得られるある程度のバーンアウトを有してもよい。従って、第２型の燃料ユニットは、比較的少ない量の核分裂性物質を含む。更に、燃料ユニットは、最初から様々な量および配置の核分裂性物質によって設計されてもよい。

動作サイクル中、様々な型の燃料ユニットを、炉心に配置し、混在するように構成する。新しい燃料を含む燃料ユニットは、好ましくは炉心の中心付近に配置される一方、最も程度の大きなバーンアウトを有する、即ち最も少ない量の核分裂性物質を有する燃料ユニットは、炉心周縁付近に配置されるのが好ましい。これにより炉心からの中性子の漏出を減らし、経済的に有利であるだけでなく、中央に配置された燃料に対してより高い効果とより大きな熱負荷をもたらす。

制御棒を、様々な群、例えば、停止棒（原子炉の運転が停止されるとほとんど炉心へ導入されない）、および制御棒（原子炉の作用を制御するために使用される）に分けてもよい。原子炉が始動し、動作サイクルが開始される前に、実質的に全ての制御棒は炉心の中に導入される。動作サイクルが開始されると、多くの制御棒、例えば約９０％の制御棒は炉心から引き抜かれる。従って、原子炉の平常運転中は、制御棒の約１０分の１は完全または部分的に炉心の中に導入される。原子炉の動作中に制御棒を制御するための主な目的は、過剰反応を吸収することである。過剰反応は、炉心の中で形成され、動作サイクル中に連続的に行なわれる。このサイクルの長さは１２箇月未満から２４箇月を超えるまで、極めて多様であってよい。動作サイクルが長くなるとまた、過剰反応も必要となる。このような過剰反応は、より高濃度の核分裂性物質を含む新しい燃料の大部分によって行なわれる。

制御棒を制御するための第２の機能は、熱的限界値を局所的に超えることがないように、そして、過剰反応が減少する、動作サイクル終了の際に制御棒を引き抜く必要があるときに、核分裂性物質のバーンアウトが配置され、局所的に高い作用が出ないように、炉心における効果分布を制御することである。従って、核分裂性物質を配置するのみで、効果分布を制御することが求められる。この制御機能における制御棒は、以下に示すように、各新しい動作サイクル前の測定を共に最適化し、最初に配置される核分裂性物質および可燃吸収体と相互作用する。

制御棒自体は、特に１２箇月より長い動作サイクル中に、過剰反応を吸収するには不十分である。従って補助用可燃吸収体として、例えば、新しい燃料に固定的に含まれるＧｄ_２Ｏ_３を付与する。このような可燃吸収体を、第１の動作サイクル中にバーンアウトするような大きさにする。可燃吸収体は更に、炉心の効果分布の制御を補助する。

制御棒を更に、制御棒が相互作用するセルに依存して、様々な群に分けてもよい。制御棒は、比較的新しい燃料を有する１または複数の第１型の燃料ユニットを含むセルと相互作用する第１の制御棒と、部分的にバーンアウトした燃料を有する第２型の燃料ユニットを含むセルと相互作用する第２の制御棒と、を含んでもよい。炉心における核分裂性物質の不均等な濃度は、炉心が程度の異なるバーンアウトを有する燃料を含むという事実により、動作サイクルの様々な段階でどの制御棒が導入されるかを決定する際に問題が生じる。導入された制御棒の最も近くに配置された燃料ユニットは、この制御棒から距離を置いて配置された燃料ユニットと同じ程度でバーンアウトしない。従って、動作中の炉心における比較的少ない量の制御棒により、炉心内の核分裂性物質の濃度が不均等に連続的に上昇する。更に、炉心から制御棒が引き抜かれた直後に、実際の制御棒位置に最も近くに配置された燃料ユニットに比較的大きな効果の増大が得られる。このような効果の増大により、いわゆるＰＣＩ破損（ペレット被覆相互作用）を引き起こす可能性がある。

ＰＣＩ、即ち核分裂生成物からの応力腐食によって内部から被覆上に亀裂をもたらす、ペレットと被覆との間の機械作用は、目下、極めてよく研究され、専門誌に記述されている。破損の発生に対して、以下の複数の条件を同時に得ることが必要である。

１．十分な量の核分裂生成物が存在し、被覆を照射硬化し、かつペレットと被覆との間に力学的な接触が存在するためには、十分に高いバーンアウトが必要である。これは、実際のロッド設計において、１５ＭＷｄ／ｋｇＵから２０ＭＷｄ／ｋｇＵのバーンアウトにおいて起こり、動作サイクルの最初において、炉心の約６０％に対して有効であり、動作サイクルの終わりでは炉心の約８０％に対して有効である。

２．被覆物質にとって、応力レベルを上下して減らす時間がないため、効果は迅速に増加する必要がある。これは、再装填後の最初の始動において、炉心の大部分に対して有効であるが、再装填は通常、極めて効率的であることを表す条件ルールによって実行される。従って、動作サイクル中に操作される制御棒以外において、十分に大きくかつ迅速に効果が増加するための前提条件のみが、動作サイクル中において存在する。

３．上述の１と同様の理由から、終端効果は十分に高いものである必要がある。

４．応力腐食を作用させるためには、高い応力レベルを十分に長時間、維持する必要がある。諸試験から、必要時間は１０分から数時間であると判断される。一過性ではない平常運転に関して常に十分な耐久性（保持時間）を有する。

５．以上の諸条件に、例えば、動作中の製造または亀裂によるペレット破片から局所的な破損が刻まれることが必然的であるということも加える必要がある。運転経歴および急昇試験はいずれも、他の方法では説明することができない重要な要因であることを示す。

これら諸条件は十分に証明されており、緩慢な効果が増加する（という条件）を有する注意すべき操作ルール、（より多く、より薄い）燃料棒の縦断面の熱負荷の減少、ならびに様々なＺｒライナー（被覆加工管の内部表面における柔らかい低合金Ｚｒ）によって、ＰＣＩは一般に、除去される破損原因とみなされる。しかしながら、１００％安全な保護策はなく、危険が不必要に増大しないような新しい運転モードを導入することが重要である。また、制御棒の導入時よりも制御棒を引き抜く時においてＰＣＩ応力が極めて高くなることに留意することもまた重要である。この違いは、ファクター１０であってもよい。

制御棒に最も近い燃料棒は極めて緩慢にバーンアウトする一方、核分裂性のプルトニウムはこの燃料棒内で実質的に標準程度において生成されるため、制御棒のそばの燃料ユニットは、低い平均バーンアウトのみでなく、非対象のバーンアウトをも得る。長時間の運転後に制御棒が引き抜かれると、核分裂性物質の非対象の配置が、対応する非対称な効果分布によって形成され、これは、結果として熱マージンの悪化を意味する。

従来技術に従ってこれらの諸問題を様々な方法で解決してもよい。公知の方法によると、動作サイクル中に、規定のシーケンスに従った比較的短い間隔で制御棒構成を変更してもよい。このような方法は米国特許第３、３８５、７５８号明細書で示されている。

この公知の解決方法の短所は、一定期間の動作サイクル後、制御棒が適切な位置を有する新たな制御棒構成を新たに見つけることが困難となる可能性があることである。この公知の方法の短所のいくつかは米国特許第４、２８５、７６９号明細書で示されており、例えば、制御棒構成を変更する度に原子炉の効果が低下するということである。つまり、能力の要素即ち、平均的な原子炉の生産能力が減少する。

その代わりに、米国特許第４、２８５、７６９号明細書では、炉心を２つの異なる型のセルに分けることを提案している。第１型は高い反応度を有する比較的新しい燃料の燃料集合体を含み、第２型は低い反応度を有する部分的にバーンアウトした燃料集合体を有する。米国特許第４、２８５、７６９号明細書で定義される方法によると、制御棒は第１型のセル内に導入されないが、第２型のセルの一部に導入される。このような方法で、以前は必要とされていた、少なくとも一部の制御棒の動作の防ぐことが可能である。

運転中の制御棒を制御するこれら公知の方法は、動作サイクルが長くなる場合においては、十分なものではなく、かつて用いられてきた比較的短い動作サイクル、即ち１年以内または特定の用途における最良の場合の１年半以内の動作サイクルにおいては、優れていた。目下のところ、動作サイクルは２年以内の長さが一般的である。さらなる過剰反応に対応する動作サイクルにおいては、制御棒を制御する新しい方法が求められる。

制御棒の方法のさらなる例を以下に記述する。

米国特許第４、３６８、１７１号明細書では、制御棒による、より均一な放射の効果分布を得る原子炉制御方法を示す。制御棒は、炉心の中心部から様々な放射方向距離における様々な群に分けられる。

米国特許第５、２１７、６７８号明細書では、様々な制御棒パターンで配置される制御棒による、原子炉を制御する他の方法について記述する。この公知の方法は、ある制御棒パターンから他の制御棒パターンへと変化する際の制御棒の制御に関する。

米国特許第５、３０７、３８７号明細書では、原子炉内の炉心に燃料集合体を装填する方法について記述される。この方法は、周縁に配置された燃料集合体が、少なくとも２つの動作サイクル後に炉心の中央部分に配置されるということを特徴とする。

米国特許第５、６７７、９３８号明細書では、原子炉のさらなる操作方法について記述される。炉心は、中央領域、中間領域、外周領域に分けられる。各制御棒は、炉心全体に配置される様々な群にグループ化される。異なる群の制御棒は、所望の期間後、炉心において互いに少なくとも部分的に導入される。この期間の長さは、全ての群の制御棒において等しい。

本発明は、原子炉を操作し、制御する改良方法を目的とする。更に、比較的長い動作サイクルによる原子力発電所を操作し制御する方法を目的とする。また更に、一定の時間の動作サイクル時間後、上述の非対象の配置を避けることができるように原子炉を操作し制御する方法を目的とする。

目的は、請求項１に記載された方法により達成される。

提案された方法に従った、制御棒を制御する２つの公知の方法においては、例えば、動作サイクルの全体時間の４０％から６０％、または１０箇月から１５箇月の比較的長い期間に、いくつかの制御棒を最初に導入するように組み合わされる。この期間は以降、基本シーケンスまたは基本サイクルと呼ぶ。この後、制御棒の制御および作用がより活発に行なわれる。即ち制御棒構成は、例えば２箇月おきに比較的頻繁に変更される。本発明に従った方法によると、制御棒の動作の総回数を比較的低レベルに保ってもよく、これにより燃料欠損のリスクの軽減を導く。更に、制御棒構成の変更の影響が減り、これによって容量要素が減少するため、制御棒の動作が比較的少なくなり、有利なものとなる。さらなる利点は、新しい制御棒サイクル毎に、新たに適切な制御棒位置を見つける確率が向上するということである。

本発明に従った方法のさらなる利点は、導入された制御棒に隣接する燃料ユニットで発生する非対象に分布する反応に関連する諸問題を低水準に抑えることが可能なことである。

本発明に従った、更に発展した方法によると、連続する制御棒サイクル、即ち基本サイクル後の制御棒サイクルは、第１の連続する制御棒サイクル中に、第１群の制御棒が引き抜かれ、第２群の制御棒が少なくとも部分的に導入される、第２の制御棒構成によって前記原子力軽水炉を動作させることと、第２の連続する制御棒サイクル中に、第２群の制御棒が引き抜かれ、第３群の制御棒が少なくとも部分的に導入される、第３の制御棒構成によって前記原子力軽水炉を動作させること、を含む。更に前記連続する制御棒サイクルは、第３の連続する制御棒サイクル中に、第３群の制御棒が引き抜かれ、第４群の制御棒が少なくとも部分的に導入される、第４の制御棒構成によって前記原子力軽水炉を動作させ、第４の連続する制御棒サイクル中に、第４群の制御棒が引き抜かれ、第５群の制御棒が少なくとも部分的に導入される、第５の制御棒構成によって前記原子力軽水炉を動作させることなど、を含んでもよい。

単なる核分裂性物質のバーンアウトによる反応度の損失は、通常、１ＭＷｄ／ｋｇＵあたり１反応％から１．２反応％であり、これを補正するため、制御棒を素早く引き抜く必要がある。基本サイクルの間、制御棒は、利点を得るために比較的ゆっくりと動作させる必要があるが、好ましくは、制御棒を導入することである。このためには、制御棒に依存する可燃吸収体を、追加する際に、核分裂性物質よりある程度高速でバーンアウトするように大きさを決め、配置することを必要とされる。所望の正味効果は、１ＭＷｄ／ｋｇＵあたり０．１反応％から０．３反応％のわずかに上昇した反応度であり、好都合な態様において、基本サイクル中に制御棒をゆっくり導入することによって補正してもよい。

本発明の更に発展した方法による燃料は、前記燃料はウラン２３５とウラン２３８とを含み、ウラン２３８の量に対するウラン２３５の量は、燃料の濃縮度として定義され、前記第１群の制御棒に隣接する少なくとも前記燃料ユニットは、制御棒に依存して変化した該濃縮度を有する。このように、燃料ユニットを非対象の核分裂性物質の量に対して配置を補正するように最初に設計してもよい。従って、制御棒は、燃料ユニット付近で比較的長時間導入されていたという事実によって、反応の非対象の配置を補正することは可能である。有利的に、前記制御棒に依存して変化する濃縮度とは、第１群の制御棒付近に配置される燃料棒は、減少した濃縮度を有してもよい。更には、前記炉心は、全ての燃料ユニットにおいて、計算された平均濃縮度を有してもよい。前記減少した濃縮度は、制御棒のすぐそばにおいて、少なくとも０．５％のウラン２３５であってもよい。

本発明の更に発展した方法によると濃縮度の変化とは、前記第１群の制御棒に隣接する前記燃料ユニットの濃縮度が、制御棒の中心付近からの距離が増加するとともに、制御棒に最も近くに配置された燃料棒の前記減少した濃縮度から前記平均濃縮度まで増加するということである。

本発明の更に発展した方法によると、前記第１群の制御棒に隣接する少なくとも前記燃料ユニットは、前記制御棒に依存する可燃吸収体の追加を含み、該可燃吸収体は、熱中性子を吸収する能力を有する。前記可燃吸収体は原子炉運転中に消費される。このようにして、制御棒が完全または部分的に導入される間にプルトニウムが生成され、かつウラン２３５が消費されないという事実によって、制御棒が引き抜かれるときに発生する反応度の増加分を補正してもよい。燃料棒における可燃吸収体は、吸収体が消費されるまで核反応を減らす。前記可燃吸収体の追加とは、前記第１群の制御棒のすぐそばに配置される前記各燃料ユニットの可燃吸収体が、いくつかの燃料棒に配置されるということである。前記可燃性吸収体の追加とは、２から６の燃料棒に配置されることが有利である。更に、制御棒に依存する可燃性吸収体の追加される燃料棒は、第１群の制御棒のすぐそばに配置される。

本発明の更に発展した方法によると、動作サイクルは少なくとも１５箇月、好ましくは少なくとも１８箇月、より好ましくは少なくとも２４箇月である。

本発明を以下、実施形態の記述および本願明細書に添付される図面を参照してより詳細に説明する。

図１および図２は沸騰水型の原子力軽水炉１を示す。原子炉１は炉心３を入れた原子炉容器２を含む。炉心は、複数の細長い燃料ユニット４と、複数の制御棒５と、を含む。図３において、燃料ユニット４は、細長く設計され、多数の燃料棒６を含む、いわゆる燃料集合体として設計され、開示される実施形態において存在する。各燃料棒６は、いわゆる燃料ペレットの形状で、多くの核分裂性物質を入れる被覆加工管を有する。開示される実施形態において、各燃料ユニット４は、各燃料ユニット４は、燃料棒６の束毎に受けるように配置した部品空間をそれぞれ形成する、４つの小型の縦断面装置へと分かれる中央水通路７と４つの水通路８とを含んでもよい。

沸騰水型原子炉には、このような燃料ユニット４が、即ち４００から８００程度、制御棒５の約４分の１、即ち１００から２００程度数多く存在する。従って、図１および図２において、燃料ユニット４および制御棒５の数を少なく示している。燃料ユニット４は互いに平行に配置され、４つの燃料ユニット４を含む複数のセルにそれぞれに分けられる。実質的に、このようなセルはそれぞれ、制御棒位置を有し、各制御棒５は各駆動部材１１により、完全または部分的に導入可能である。制御棒５は、ホウ素またはハフニウムなどの中性子吸収物質を含み、燃料内の核反応を制御し、中断する沸騰水型原子炉において用いられる。概略的に示される制御ユニット１２により、制御される駆動部材１１は、各制御棒５を引き抜かれた位置（図１の２つの外側の制御棒を参照）、または、完全に、或いは部分的に導入された位置に配置される。

燃料ユニット４の燃料棒６内の燃料は、ウラン２３５とウラン２３８とを含む。ウラン２３８の量に対するウラン２３５の量は、燃料の濃縮度として定義される。動作サイクル中、炉心３に含まれる燃料ユニット４は、核分裂性物質の量に関して異なっており、即ち異なる濃縮度を有する。この違いは第一に、燃料ユニット４が様々に長い期間、運転されるという事実による。第１型の燃料ユニット４は、新しいものであってよく、従って、比較的多量の核分裂性物質を含む。図２では燃料ユニットはＡで示され、好ましくは、炉心３の中心付近に配置される。第２型の燃料ユニット４は原子炉において、１または複数の前回の動作サイクル中に得られる、ある程度のバーンアウトを有してもよい。従って、第２型の燃料ユニット４は低濃縮度を有し、かつ比較的少量の核分裂性物質を含む。これらの燃料ユニット４は、図２においてＢおよびＣで示され、好ましくは、炉心３周縁の付近に配置され、燃料ユニットＢは燃料ユニットＣより高い濃縮度を有する。

燃料ユニット４を、最初から異なる量の核分裂性物質を有して配置されるように設計してもよい。例えば、導入された制御棒４に隣接する１または複数の燃料ユニット４は最初に、少なくとも各制御棒５のすぐそばにおいて減少した濃縮度を有してもよい。制御棒に依存する濃縮度の変化は、炉心３の全ての燃料ユニット４において、計算される平均濃縮度を少なくとも０．５％下回わってよい。導入された制御棒５に隣接する燃料ユニット４の制御棒に依存する濃縮度の変化とは、濃縮度が、制御棒の中心付近から距離が増加するとともに、制御棒５に最も近く配置された燃料棒６の減少した濃縮度から平均濃縮度まで、増加するということである。

図４は、通常の場合の、９６個の燃料棒６を有する燃料ユニット４の濃縮度の分布を示す。通常の分布は対称的であり、炉心３における多くの燃料ユニット４に対して用いられる。図５は制御棒に依存して変化する濃縮度を示し、この変化を図４の分布上に適用してもよい。図６は制御棒に依存する濃縮度の結果の分布を示す。従って、制御棒に依存する濃度の変化は、非対称の濃縮度の分布を導き、燃料ユニット４に用いられる場合がある。燃料ユニット４は、基本サイクルの間に導入される制御棒５のすぐそばに配置される（即ち、図２においてＡで示される少なくとも一部の燃料ユニット４）。図５および図６から明らかなように、制御棒５の付近に配置される燃料棒６において濃縮度は低い。

図４は、濃縮度の対称的な分布を示す。原子炉においては通常、水ギャップが非対称的に配置されているため、最初から標準的な濃縮度の分布は非対称的である。このような場合において、本発明は、図５に従い、さらなる制御棒に依存する濃縮度の変化を重ね合わせるだけで、適用することができる。

炉心の少なくともいくつかの燃料ユニット４に、炉心３の一部の過剰反応を吸収するために特定の量の可燃吸収体を含ませることは公知であった。熱中性子を吸収することができる可燃吸収体は、例えばＧｄ_２Ｏ_３を含んでもよい。本発明に従って、図２においてＡで示され、導入された制御棒５に隣接する燃料ユニット４は、上述の量の可燃吸収体に加えて制御棒に依存して追加した可燃吸収体、または高含有量の可燃吸収体を含む。好ましくは制御棒５のすぐ近くに配置される比較的少ない燃料棒６'に追加および配置される。図５において、「制御棒のすぐそばの」という表現を含む制御棒６が示されているが、本発明による制御棒は即ち、制御棒に依存して減少した濃縮度を有する。有利的に、制御棒に依存して追加される可燃性吸収体を、実際の燃料ユニット４における比較的少ない数の燃料棒６'、例えば２、３、４、５、６、７の燃料棒６'に配置してもよい。図４はこのような５つ燃料棒６'を有する燃料ユニット５４を示す。

本発明に従って開示される原子炉は、以下の態様で動作してよい。原子炉１が始動し、動作サイクルが開始する前に、実質的に全ての制御棒５が炉心３に導入される。その後、原子炉１は、炉心３に少なくとも部分的に導入される第１群の制御棒５を除く、実質的に全ての制御棒５を引き抜くことによって始動する。基本サイクルと呼ばれる最初の制御棒サイクルは、比較的長時間、例えば１０箇月から１５箇月または動作サイクルの総時間の約４０％から約６０％継続する。全動作サイクルは比較的長く、少なくとも１５箇月、少なくとも１８箇月、少なくとも２１箇月、少なくとも２４箇月、少なくとも２７箇月、またはこれ以上であってもよい。例えば２４箇月の動作サイクルは、今日の原子炉技術により１５ＧＷｄ／Ｗｄ／ｔから２０ＧＷｄ／Ｗｄ／ｔの出力効果を許容する。

次に、基本サイクル中は、実質的に全く或いはほとんど制御棒が動作しないので、好ましくは、制御棒を導入する。基本サイクルの後の多くの連続する制御棒サイクル中に、様々な群の制御棒５が少なくとも部分的に導入される間、各制御棒構成によって原子炉１は動作する。連続する制御棒サイクルはそれぞれ、実質的に基本サイクルよりも短い。

第１の連続する制御棒サイクルの間、原子炉１は第２の制御棒構成によって動作し、第１群の制御棒５は引き抜かれ、第２群の制御棒５は少なくとも部分的に導入される。第２の連続する制御棒サイクルの間、原子炉１は第３の制御棒構成によって動作し、第２群制御棒５は引き抜かれ、第３群の制御棒５は少なくとも部分的に導入される。第３の連続する制御棒サイクルの間、原子炉１は第４の制御棒構成によって動作し、第３群の制御棒５は引き抜かれ、第４群の制御棒５は少なくとも部分的に導入される。第４の連続する制御棒サイクルの間、原子炉１は第５の制御棒構成によって動作し、第４群の制御棒５は引き抜かれ、第５群の制御棒５は少なくとも部分的に導入される。各制御棒５は上述の１または複数の群の制御棒に含まれてもよいことを留意されたい。

第１群の制御棒５は、中央に配置された制御棒５のいくつかを含んでもよい。基本サイクル中に完全または部分的に導入された制御棒５は、図２において実線で図示され、一方で残りの制御棒５は破線で図示される。制御棒５は、新しい燃料を有する燃料ユニット４を含むセル内に配置される。これは、図２に例示され、各セルは２つの燃料ユニットＡと２つの燃料ユニットＢとを含む。Ａで示されるこれら４つの燃料ユニット４は、実線で示される２つの制御棒５のすぐそばに配置される燃料棒６'に配置される、上述の制御棒に依存して追加される可燃性吸収体を含んでもよい。これら燃料ユニット４のうち２つはＡｋで示される。即ち燃料ユニット４は、図６に示される制御棒に依存して減少した非対称の濃縮度分布を有する基本燃料ユニットを構成する。

本発明は開示される実施形態に限定されるものではなく、本願請求項の範囲内で変更および修正されてもよい。

沸騰水型原子炉の実質的な垂直断面図を示す。 沸騰水型原子炉の実質的な水平断面図を示す。 図１および図２における原子炉の燃料ユニットの実質的な水平断面図を示す。 図３における燃料ユニットの核分裂性物質の標準配置を概略的に示す。 図３における燃料ユニットの核分裂性物質の標準配置の考えられる変化を概略的に示す。 図３における燃料集合体の核分裂性物質の結果の配置を概略的に示す。

Claims (16)

1. 基本サイクルと、多数回の連続する制御棒サイクルと、を含み、
   原子力軽水炉（１）は、核分裂性物質の形態の核燃料を含む、複数の燃料棒を有する複数の細長い燃料ユニット（４）を備え、
   少なくともいくつかの前記燃料ユニット（４）は、制御棒に依存して追加される可燃吸収体を含み、
   前記原子力軽水炉（１）は、複数の制御棒（５）を含み、
   前記燃料ユニット（４）は、互いに平行に配置され、複数のセルを形成し、該各セルは、少なくとも２つの前記燃料ユニット（４）と制御棒位置を含み、前記原子力軽水炉（１）の炉心（３）を形成し、
   前記制御棒（５）は、前記各制御棒位置に導入され、
   実質的に全ての制御棒（５）は、前記原子力軽水炉が始動して動作サイクルが開始される前に、炉心に導入される、動作サイクル中の前記原子力軽水炉（１）の操作方法であって、
   前記方法は、
   基本サイクル中に、少なくとも部分的に導入された、残りの制御棒（５）が引き抜かれた第１群の制御棒（５）を有する第１の制御棒構成によって、前記原子力軽水炉を動作させるステップと、
   連続する制御棒サイクル中に、少なくとも部分的に導入された、様々な群の制御棒を含む各制御棒構成によって、前記原子力軽水炉を動作させるステップと、を含み、
   前記基本サイクルは、前記連続する各制御棒サイクルのより実質的に長い、原子力軽水炉の動作方法。
2. 前記連続する制御棒サイクルは、
   第１の連続する制御棒サイクル中に、第１群の制御棒（５）が引き抜かれ、第２群の制御棒（５）が少なくとも部分的に導入される、第２の制御棒構成によって前記原子力軽水炉（１）を動作させること、
   第２の連続する制御棒サイクル中に、第２群の制御棒（５）が引き抜かれ、第３群の制御棒（５）が少なくとも部分的に導入される、第３の制御棒構成によって前記原子力軽水炉（１）を動作させること、を含む請求項１に記載の方法。
3. 更に、前記連続する制御棒サイクルは、
   第３の連続する制御棒サイクル中に、第３群の制御棒（５）が引き抜かれ、第４群の制御棒（５）が少なくとも部分的に導入される、第４の制御棒構成によって前記原子力軽水炉（１）を動作させること、を含む請求項２に記載の方法。
4. 更に、前記連続する制御棒サイクルは、
   第４の連続する制御棒サイクル中に、第４群の制御棒（５）が引き抜かれ、第５群の制御棒（５）が少なくとも部分的に導入される、第５の制御棒構成によって前記原子力軽水炉（１）を動作させること、を含む請求項３に記載の方法。
5. 前記燃料はウラン２３５とウラン２３８とを含み、ウラン２３８の量に対するウラン２３５の量は、燃料の濃縮度として定義され、前記第１群の制御棒（５）に隣接する少なくとも前記燃料ユニット（４）は、制御棒に依存して変化した該濃縮度を有する、請求項１から４いずれかに記載の方法。
6. 前記制御棒に依存して変化する濃縮度とは、第１群の制御棒（５）付近に配置される燃料棒（６）が、減少した濃縮度を有するということである請求項５に記載の方法。
7. 前記炉心（３）は、全ての燃料ユニット（４）において、計算された平均濃縮度を有する請求項６に記載の方法。
8. 前記減少した濃縮度は、制御棒（５）のすぐそばにおいて、少なくとも０．５％のウラン２３５である請求項７に記載の方法。
9. 前記第１群の制御棒（５）に隣接する前記燃料ユニット（４）の前記濃縮度の変化とは、濃縮度が、制御棒（５）の中心付近からの距離が増加するとともに、制御棒（５）に最も近くに配置された燃料棒（６）の前記減少した濃縮度から前記平均濃縮度まで増加するということである請求項７または８に記載の方法。
10. 前記第１群の制御棒（５）に隣接する少なくとも前記燃料ユニット（４）は、前記制御棒に依存する可燃吸収体の追加を含み、該可燃吸収体は、熱中性子を吸収する能力を有する、請求項１から９いずれかに記載の方法。
11. 前記可燃吸収体の追加とは、前記第１群の制御棒（５）のすぐそばに配置される前記各燃料ユニット（４）の可燃吸収体が、いくつかの燃料棒（６'）に配置されるということである請求項１０に記載の方法。
12. 前記可燃吸収体の追加とは、前記第１群の制御棒（５）のすぐそばに配置される前記各燃料ユニット（４）の可燃吸収体が、２から６の燃料棒（６'）に配置されるということである請求項１１に記載の方法。
13. 前記制御棒に依存する可燃吸収体が配置される前記燃料棒（６'）は、前記第１群の制御棒（５）のすぐそばに配置される請求項１１または１２に記載の方法。
14. 前記動作サイクルは、少なくとも１５箇月である請求項１から１３いずれかに記載の方法。
15. 前記動作サイクルは、少なくとも１８箇月である請求項１から１４いずれかに記載の方法。
16. 前記動作サイクルは、少なくとも２４箇月である請求項１から１５いずれかに記載の方法。

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