JP2007512505A - ガドリニウム含有量が異なる２つのロッドを含む加圧水型原子炉用の燃料集合体 - Google Patents
ガドリニウム含有量が異なる２つのロッドを含む加圧水型原子炉用の燃料集合体 Download PDFInfo
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Abstract
【課題】加圧水型原子炉の炉心の管理の安全性を高めると共に簡素化することである。
【解決手段】本発明は、加圧水型原子炉用の燃料集合体（１）に関する。本発明による燃料集合体は、第１の重量含有量であるガドリニウムを含む第１の核燃料棒（１５）と、第２の重量含有量であるガドリニウムを含む第２の核燃料棒（１７）とから構成される。本発明によれば、第２の濃度は第１の濃度に比べて多くなっていて、第１の質量濃度は、厳密に２％よりも多くなっている。
【選択図】図１
【解決手段】本発明は、加圧水型原子炉用の燃料集合体（１）に関する。本発明による燃料集合体は、第１の重量含有量であるガドリニウムを含む第１の核燃料棒（１５）と、第２の重量含有量であるガドリニウムを含む第２の核燃料棒（１７）とから構成される。本発明によれば、第２の濃度は第１の濃度に比べて多くなっていて、第１の質量濃度は、厳密に２％よりも多くなっている。
【選択図】図１
Description
本発明は、加圧水型原子炉用の燃料集合体に関し、かかる燃料集合体は、第１の重量含有量であるガドリニウムを含む第１の核燃料棒と、第２の重量含有量であるガドリニウムを含む第２の核燃料棒とから構成され、第２の重量含有量は第１の重量含有量に比べて多くなっているものである。
ガドリニウムは、中性子毒（反応阻害物質）であって、核燃料集合体において使用された場合、２つの機能を果たす。
第１に、ガドリニウムは中性子を吸収するため、すべての又は一部の新たな燃料集合体に交換した後、炉心の初期反応度を抑制することができるガドリニウムが徐々に消耗することで、燃料の消耗疲労が補償される。
第２に、原子炉の炉心の内部に、ガドリニウムを含有する燃料集合体を適切に分布させることによって、半径方向についてより規則的であるような出力分布が得られ、この状態は、燃料再充填まで、炉心の運転サイクルにわたって持続する。
かつて使用されてた核燃料集合体にあっては、すべての中性子毒ロッドは、酸化ガドリニウム（Ｇｄ2Ｏ3）を同じ重量含有量だけ、つまり概略５％〜１２％ほど含有していた。
それにもかかわらず、そうした燃料集合体は、特に１８ヶ月〜２４ヶ月といった長期にわたる実用サイクルにわたって、満足のいくようには、炉心を管理統制することができないことが見い出された。
第１に、ガドリニウムは中性子を吸収するため、すべての又は一部の新たな燃料集合体に交換した後、炉心の初期反応度を抑制することができるガドリニウムが徐々に消耗することで、燃料の消耗疲労が補償される。
第２に、原子炉の炉心の内部に、ガドリニウムを含有する燃料集合体を適切に分布させることによって、半径方向についてより規則的であるような出力分布が得られ、この状態は、燃料再充填まで、炉心の運転サイクルにわたって持続する。
かつて使用されてた核燃料集合体にあっては、すべての中性子毒ロッドは、酸化ガドリニウム（Ｇｄ2Ｏ3）を同じ重量含有量だけ、つまり概略５％〜１２％ほど含有していた。
それにもかかわらず、そうした燃料集合体は、特に１８ヶ月〜２４ヶ月といった長期にわたる実用サイクルにわたって、満足のいくようには、炉心を管理統制することができないことが見い出された。
ＥＰ ０ ７９９ ４８４号は、酸化ガドリニウムの重量含有量が相違する、２つの組立体を提案している。同文献が、頼りにしている観察においては、ガドリニウムによって提供される初期の反応阻害性は、ガドリニウムの含有量には比例しないが、含有量が約１％を越えると、はるかにゆっくりと増加する。
このため、同文献においては、０．５％〜２％の範囲である第１の重量含有量の酸化ガドリニウムを含有させた第１のロッドを用いると共に、５％〜１２％の範囲である第２の重量含有量を含有させた第２のロッドを用いることを教示している。第１のロッドは、初期の反応度を、満足のいくように、抑制すべく働く。さらに、その含有量が少ないために、反応サイクルが開始すると反応阻害度は極めて急激に低下して、第１のロッドは、残りのサイクル中において出力の半径方向分布を妨げることがなく、出力分布は第２の中性子毒ロッドによって制御できる。
しかしながら、そうした燃料集合体では、実用サイクルがとりわけ長期である炉心にあっては、完全に満足のいく炉心管理をすることができないことが見い出された。
特に、そうした燃料集合体にあっては、減速材の温度係数が、絶対値において小さすぎる、負の値になる。
かかる係数は、減速材、すなわち原子炉の一次側回路を流れる冷却水が、炉心の温度が上昇したときに中性子を吸収できる能力の高さの指標であることを想起されたい。かかる係数は、いわば、炉心が自ら停止できる能力を示す指標である。
さらに、半径出力ピーク係数Ｆｘｙは、サイクル中に、初期値つまりサイクル開始時の値を越えて、増加し得ることが見い出されている。
特に、そうした燃料集合体にあっては、減速材の温度係数が、絶対値において小さすぎる、負の値になる。
かかる係数は、減速材、すなわち原子炉の一次側回路を流れる冷却水が、炉心の温度が上昇したときに中性子を吸収できる能力の高さの指標であることを想起されたい。かかる係数は、いわば、炉心が自ら停止できる能力を示す指標である。
さらに、半径出力ピーク係数Ｆｘｙは、サイクル中に、初期値つまりサイクル開始時の値を越えて、増加し得ることが見い出されている。
半径出力ピーク係数Ｆｘｙは、炉心内のロッドが放出し得る最大出力と、炉心内のロッドが放出する平均出力との比率であることを想起されたい。この係数は、炉心内のロッド同士間に存在する出力不均衡を表す指標である。
そのように係数Ｆｘｙが初期値を越えて高まると、原子炉のオペレータに対する管理上の拘束は複雑化するので、オペレータにとっては、サイクル開始時に最大不均衡に達した方がまだ気楽である。
そのように係数Ｆｘｙが初期値を越えて高まると、原子炉のオペレータに対する管理上の拘束は複雑化するので、オペレータにとっては、サイクル開始時に最大不均衡に達した方がまだ気楽である。
本発明の目的は、上述の問題点を解決し、加圧水型原子炉の炉心の管理の安全性を高めると共に簡素化することである。
上述の目的を達成するため、本発明によって提供される加圧水型原子炉用の燃料集合体は、第１の重量含有量であるガドリニウムを含む第１の核燃料棒（１５）と、第２の重量含有量であるガドリニウムを含む第２の核燃料棒（１７）とから構成され、第２の重量含有量は第１の重量含有量に比べて多くなっていて、第１の重量含有量は、厳密に２％よりも多くなっていることを特徴としている。
特定の実施形態においては、燃料集合体は、以下の特徴のうち１又は複数の特徴を、単独で、または、技術的に実現可能な組み合わせにおいて備える。
・第１の重量含有量は、２．１％であるか、又はそれ以上であること、
・第１の重量含有量は、２．２％であるか、又はそれ以上であること、
・第１の重量含有量は、２．５％であるか、又はそれ以上であること、
・第１の重量含有量は、３％であるか、又はそれ以上であること、
・第１の重量含有量は、４％であるか、又はそれ以上であること、
・第１の重量含有量は、５％であるか、又はそれ以上であること、及び、
・第１の重量含有量は、８％であるか、又はそれ以上であること。
以下、本発明をより良く理解できるように、添付図面を参照しつつ、例示的な実施形態について説明する。
・第１の重量含有量は、２．１％であるか、又はそれ以上であること、
・第１の重量含有量は、２．２％であるか、又はそれ以上であること、
・第１の重量含有量は、２．５％であるか、又はそれ以上であること、
・第１の重量含有量は、３％であるか、又はそれ以上であること、
・第１の重量含有量は、４％であるか、又はそれ以上であること、
・第１の重量含有量は、５％であるか、又はそれ以上であること、及び、
・第１の重量含有量は、８％であるか、又はそれ以上であること。
以下、本発明をより良く理解できるように、添付図面を参照しつつ、例示的な実施形態について説明する。
図１は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）のための第１のタイプの組立体１を示している。
この組立体１の一般的な構造は在来のものであり、従って、詳しくは説明しない。思い出しておくべきことは、組立体１が、核燃料棒と、代表的には正方形を基本とする規則的な配列の節点に、これらの核燃料棒を保持するための支持骨組みとを備えていることである。
骨組みは、底部ノズルと、上部ノズルと、２つのノズルを相互に連結するガイド管５とを備え、原子炉の炉心の運転状態を制御すべく、クラスターのロッドを受け入れるべくデザインされている。
この組立体１の一般的な構造は在来のものであり、従って、詳しくは説明しない。思い出しておくべきことは、組立体１が、核燃料棒と、代表的には正方形を基本とする規則的な配列の節点に、これらの核燃料棒を保持するための支持骨組みとを備えていることである。
骨組みは、底部ノズルと、上部ノズルと、２つのノズルを相互に連結するガイド管５とを備え、原子炉の炉心の運転状態を制御すべく、クラスターのロッドを受け入れるべくデザインされている。
骨組みはさらに、核燃料棒を保持するための格子７を備える。これらの格子７は、従来においては、交差して組み合わさせた板から構成され、それらの間にセル９を形成し、セル９は規則的な配列の節点に中心合わせされる。それぞれのセル９は、燃料棒（そのうちのほとんどは図１に図示していない）を、または、ガイド管５を受け入れるべくデザインされていて、中心のセル９は計測管１１を受け入れる。
図１の例においては、保持格子７は、ひとつの側面あたり１７個のセル９を備えている。変形例としては、セルの数は異なっていても良く、例えば１４×１４又は１５×１５としても良い。
図１においては空白になっているセル９は、実際には、ガドリニウムを含有しない核燃料棒を収容する。代表的には、これらの燃料棒は、同位元素２３５により２．５％までの重量割合まで濃縮された酸化ウランを含んでいる。
これらの無毒な燃料棒に加えて、燃料集合体１は、毒性の核燃料棒を含んでいる。
より正確には、燃料集合体は、第１の濃度であるガドリニウム酸化物を含む４本の第１の核燃料棒１５と、第２の濃度であるガドリニウム酸化物を含む１６本の第２の核燃料棒１７とから構成され、第２の濃度は第１の濃度に比べて高い濃度になっている。第１の燃料棒１５は×印にて示し、第２の燃料棒は陰影線にて示している。
図１においては空白になっているセル９は、実際には、ガドリニウムを含有しない核燃料棒を収容する。代表的には、これらの燃料棒は、同位元素２３５により２．５％までの重量割合まで濃縮された酸化ウランを含んでいる。
これらの無毒な燃料棒に加えて、燃料集合体１は、毒性の核燃料棒を含んでいる。
より正確には、燃料集合体は、第１の濃度であるガドリニウム酸化物を含む４本の第１の核燃料棒１５と、第２の濃度であるガドリニウム酸化物を含む１６本の第２の核燃料棒１７とから構成され、第２の濃度は第１の濃度に比べて高い濃度になっている。第１の燃料棒１５は×印にて示し、第２の燃料棒は陰影線にて示している。
ＥＰ ０ ７９９ ４８４号に開示され、添付図面のうち図２に示すように、ガドリニウムを含有するロッドの初期の有効性は、ガドリニウム酸化物の含有量を示す数値に対して、直線的には変化はしない。
例えば、図２から分かるように、当初にウラン２３５で４．５％まで濃縮されたロッドについては、１％のガドリニウムによって提供される反応阻害度は、５００ｐｃｍ("parts per hundred thousand")程度であり、他方、８％のガドリニウムによって提供される反応阻害度はわずか約７５０ｐｃｍである。従って、初期のガドリニウム含有量を１／８に減らしても、反応阻害度の減少は、およそ１．５から１へと減少するに留まる。破線の曲線は、ウラン２３５で３．９％の濃縮の場合について、同じく結果を示している。例えば２．５％のウラン２３５など、ウラン２３５での異なる濃縮についても、同様な挙動が観察される。
例えば、図２から分かるように、当初にウラン２３５で４．５％まで濃縮されたロッドについては、１％のガドリニウムによって提供される反応阻害度は、５００ｐｃｍ("parts per hundred thousand")程度であり、他方、８％のガドリニウムによって提供される反応阻害度はわずか約７５０ｐｃｍである。従って、初期のガドリニウム含有量を１／８に減らしても、反応阻害度の減少は、およそ１．５から１へと減少するに留まる。破線の曲線は、ウラン２３５で３．９％の濃縮の場合について、同じく結果を示している。例えば２．５％のウラン２３５など、ウラン２３５での異なる濃縮についても、同様な挙動が観察される。
こうした理由から、ＥＰ ０ ７９９ ４８４号においては、２％未満の重量含有量であるような第１の濃度のガドリニウムを用いることが教示されている。
かかる教示に反して、この場合においては、第１のガドリニウム酸化物（Ｇｄ2Ｏ3）の含有量は５重量％であり、第２の含有量は１０重量％である。また、ロッド１５及び１７は、２．５重量％のウラン２３５で濃縮される。
数値シミュレーションによれば、図１に示した組立体１は、原子炉の炉心をより簡単に、かつ、より高い信頼性にて、管理できることが見い出された。この目的のために、第１のタイプの組立体１を装填した場合と、図３に示した第２のタイプの組立体２１を装填した場合とについて、炉心の運転状態に関してシミュレーションを行った。
第１のタイプの組立体とは異なり、これらの組立体２１は８本だけのロッド１７を備えている。組立体２１におけるロッド１５とロッド１７との配置は図３に示している。
かかる教示に反して、この場合においては、第１のガドリニウム酸化物（Ｇｄ2Ｏ3）の含有量は５重量％であり、第２の含有量は１０重量％である。また、ロッド１５及び１７は、２．５重量％のウラン２３５で濃縮される。
数値シミュレーションによれば、図１に示した組立体１は、原子炉の炉心をより簡単に、かつ、より高い信頼性にて、管理できることが見い出された。この目的のために、第１のタイプの組立体１を装填した場合と、図３に示した第２のタイプの組立体２１を装填した場合とについて、炉心の運転状態に関してシミュレーションを行った。
第１のタイプの組立体とは異なり、これらの組立体２１は８本だけのロッド１７を備えている。組立体２１におけるロッド１５とロッド１７との配置は図３に示している。
図４は、原子炉の炉心２３の１／４の部分を示していて、４次の対称性をもっていることが分かる。図４において、２本の対称軸線は、破線にて示している。
従って、炉心２３の総合的な構造は、図４だけから推測できるだろう。
白い正方形は、第１のタイプの組立体１と第２のタイプの組立体２１とにおいて、サイクルの開始時に更新された組立体を示している。組立体２１は、炉心の周辺に配置されていることが分かるだろう。全部で、炉心２３は、５２台の組立体１と、２０台の組立体２１とを有する。
薄い陰影を付された正方形は、既に１回のサイクルにて使用され、第２のサイクルを開始しようとしているものである。
濃い陰影を付された正方形は、既に２回のサイクルにて使用され、最後のサイクルとなる第３のサイクルを開始しようとしているものである。
炉心２３によれば、代表的には、４８８ｆｐｅｄ("full power equivalent days")といった、比較的長いサイクルの運転を行うことが可能になる。
サイクルの開始時には、半径出力ピーク係数Ｆｘｙの値は、約１．４６５であり、減速材の温度係数は−３．７ｐｃｍ／℃である。
初期における係数Ｆｘｙの値はとりわけ高くて、ＥＰ ０ ７９９ ４８４号の教示に従った組立体に比べても、著しく高い。
さらに、第１のロッド１５からガドリニウムを消耗させるのに必要な時間は、ＥＰ ０ ７９９ ４８４号の場合に比べて長くなる。
従って、サイクル中には係数Ｆｘｙが続いて上昇し、その強さは、半径出力ピーク係数Ｆｘｙの初期の値に比べて、はるかに低くなる。
従って、炉心２３の総合的な構造は、図４だけから推測できるだろう。
白い正方形は、第１のタイプの組立体１と第２のタイプの組立体２１とにおいて、サイクルの開始時に更新された組立体を示している。組立体２１は、炉心の周辺に配置されていることが分かるだろう。全部で、炉心２３は、５２台の組立体１と、２０台の組立体２１とを有する。
薄い陰影を付された正方形は、既に１回のサイクルにて使用され、第２のサイクルを開始しようとしているものである。
濃い陰影を付された正方形は、既に２回のサイクルにて使用され、最後のサイクルとなる第３のサイクルを開始しようとしているものである。
炉心２３によれば、代表的には、４８８ｆｐｅｄ("full power equivalent days")といった、比較的長いサイクルの運転を行うことが可能になる。
サイクルの開始時には、半径出力ピーク係数Ｆｘｙの値は、約１．４６５であり、減速材の温度係数は−３．７ｐｃｍ／℃である。
初期における係数Ｆｘｙの値はとりわけ高くて、ＥＰ ０ ７９９ ４８４号の教示に従った組立体に比べても、著しく高い。
さらに、第１のロッド１５からガドリニウムを消耗させるのに必要な時間は、ＥＰ ０ ７９９ ４８４号の場合に比べて長くなる。
従って、サイクル中には係数Ｆｘｙが続いて上昇し、その強さは、半径出力ピーク係数Ｆｘｙの初期の値に比べて、はるかに低くなる。
これらの２つの効果は、第１のロッド１５における第１の重量含有量が、厳密に２％よりも多くなっていることに起因し、特に、比較的長い持続時間をもった第１のロッド１５による毒性から来る利益である。
従って、炉心２３の運転は簡単になるが、というのは、半径出力ピーク係数Ｆｘｙの最大値が、サイクルの開始時に一定して表れるからである。
同様に、減速材の温度係数は極めて小さく、つまり高い絶対値をもっているので、一次回路を流れる冷媒に高い初期濃度の硼素を必要とせずとも、炉心２３の運転に際しては高い安全性が保証される。
従って、炉心２３の運転は簡単になるが、というのは、半径出力ピーク係数Ｆｘｙの最大値が、サイクルの開始時に一定して表れるからである。
同様に、減速材の温度係数は極めて小さく、つまり高い絶対値をもっているので、一次回路を流れる冷媒に高い初期濃度の硼素を必要とせずとも、炉心２３の運転に際しては高い安全性が保証される。
より一般的には、酸化ガドリニウム（Ｇｄ2Ｏ3）の第１の重量含有量を、例えば２．１％、２．２％、２．５％、３％、４％、５％、６％、７％、８％、またはそれ以上のように、厳密に２％よりも多くすることによって本発明は実施可能である。
最良の結果は、４％〜６％の範囲の値において得られることが見い出された。
ガドリニウム酸化物（Ｇｄ2Ｏ3）についての第２の含有量は、第１の含有量に比べて多い量であり、例えば５％〜１５％の範囲にある。従って、そうした値は、５％、６％、７％、８％、９％、１０％、１１％、１２％、１３％、１４％、または、１５％である。
ロッド１５及びロッド１７の数を上述した数とは異ならせることも可能である。従って、８本のロット１５と１２本のロッド１７を具備した組立体１と、８本のロット１５と８本のロッド１７を具備した組立体２１とは、８本のロット１５と４本のロッド１７を具備したその他の組立体２１と併せて用いることも可能である。
最良の結果は、４％〜６％の範囲の値において得られることが見い出された。
ガドリニウム酸化物（Ｇｄ2Ｏ3）についての第２の含有量は、第１の含有量に比べて多い量であり、例えば５％〜１５％の範囲にある。従って、そうした値は、５％、６％、７％、８％、９％、１０％、１１％、１２％、１３％、１４％、または、１５％である。
ロッド１５及びロッド１７の数を上述した数とは異ならせることも可能である。従って、８本のロット１５と１２本のロッド１７を具備した組立体１と、８本のロット１５と８本のロッド１７を具備した組立体２１とは、８本のロット１５と４本のロッド１７を具備したその他の組立体２１と併せて用いることも可能である。
一般には、炉心２３に配置されるガドリニウム含有組立体の数と配列とは、図４に示したものとは異なるだろう。
同様に、ガドリニウム含有ロッド１５及び１７のウラン２３５の含有量もまた、ガドリニウムをまったく含まないロッドにおける含有量とは異なる、例えば少ない量であろう。
より一般的には、核燃料は、同位元素２３５及び／又はプルトニウムを濃縮された酸化ウランから構成される。
同様に、ガドリニウム含有ロッド１５及び１７のウラン２３５の含有量もまた、ガドリニウムをまったく含まないロッドにおける含有量とは異なる、例えば少ない量であろう。
より一般的には、核燃料は、同位元素２３５及び／又はプルトニウムを濃縮された酸化ウランから構成される。
Claims (8)
- 加圧水型原子炉用の燃料集合体（１，２１）であって、この燃料集合体が、第１の重量含有量であるガドリニウムを含む第１の核燃料棒（１５）と、第２の重量含有量であるガドリニウムを含む第２の核燃料棒（１７）とから構成され、第２の重量含有量は第１の重量含有量に比べて多くなっていて、第１の重量含有量は、厳密に２％よりも多くなっていることを特徴とする燃料集合体。
- 第１の重量含有量は、２．１％であるか、又はそれ以上であることを特徴とする請求項１に記載の燃料集合体。
- 第１の重量含有量は、２．２％であるか、又はそれ以上であることを特徴とする請求項１に記載の燃料集合体。
- 第１の重量含有量は、２．５％であるか、又はそれ以上であることを特徴とする請求項１に記載の燃料集合体。
- 第１の重量含有量は、３％であるか、又はそれ以上であることを特徴とする請求項１に記載の燃料集合体。
- 第１の重量含有量は、４％であるか、又はそれ以上であることを特徴とする請求項１に記載の燃料集合体。
- 第１の重量含有量は、５％であるか、又はそれ以上であることを特徴とする請求項１に記載の燃料集合体。
- 第１の重量含有量は、８％であるか、又はそれ以上であることを特徴とする請求項１に記載の燃料集合体。
Applications Claiming Priority (2)
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