JP2012167953A - Reactor core of nuclear reactor, and nuclear reactor - Google Patents

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Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a reactor core in which applied reactivity thereto becomes negative when temperature of coolant rises, regarding a reactor core of a nuclear reactor in which a combustion part shifts towards a new fuel part as fuel burns.SOLUTION: A reactor core of a nuclear reactor comprises: a fuel assembly 21; and a gap adjustment plate 31 which is provided at a region included in a combustion part in an initial stage of an operation cycle, supports plural fuel assemblies 21 with each other, and sets the gaps between the respective fuel assemblies 21. The gap adjustment plate 31 is formed of a material that expands as temperature rises. The gap adjustment plate 31 expands when temperature of coolant rises, making the gaps between the respective fuel assemblies 21 increase.

Description

本発明は、原子炉の炉心および原子炉に関する。   The present invention relates to a nuclear reactor core and a nuclear reactor.

原子炉は、発電設備等に用いられている。原子炉は、高速中性子炉を含む。高速中性子炉は、主に高速中性子により核分裂性核種を核分裂させて出力を発生する原子炉であり、ナトリウム、鉛ビスマス合金等の重金属、またはガス等により炉心が冷却される。従来の技術の原子炉では、炉心全体で核分裂が生じるとともに出力が発生する。   Nuclear reactors are used in power generation facilities. The nuclear reactor includes a fast neutron reactor. A fast neutron reactor is a nuclear reactor that generates power by fissioning fissionable nuclides mainly with fast neutrons, and the core is cooled by heavy metals such as sodium and lead bismuth alloys, or gas. In conventional nuclear reactors, fission occurs and power is generated throughout the core.

原子炉の炉心の臨界の維持および出力の調整は、例えば制御棒によって行われる。制御棒は、中性子を吸収しやすい物質で形成されている。運転サイクルの初期には制御棒を炉心に挿入しておき、燃焼が進むとともに徐々に制御棒を引き抜くことにより、出力を維持しながら臨界状態を保っている。このように、原子炉の運転においては、原子炉の臨界を維持するための制御が必要である。運転サイクルの初期から運転サイクルの末期まで継続的に臨界の維持のための制御を行っている。   The maintenance of the criticality of the reactor core and the adjustment of the power are performed by, for example, control rods. The control rod is made of a material that easily absorbs neutrons. At the beginning of the operation cycle, the control rod is inserted into the reactor core, and as the combustion proceeds, the control rod is gradually pulled out to maintain the critical state while maintaining the output. Thus, in the operation of the nuclear reactor, control for maintaining the criticality of the nuclear reactor is necessary. From the beginning of the operation cycle to the end of the operation cycle, the control for continuously maintaining the criticality is performed.

特許第3463100号公報においては、運転サイクルで臨界を維持するための制御が不要な原子炉が開示されている。この原子炉は、CANDLE(Constant Axial Shape of Neutron Flux, Nuclide Densities and Power Shape During Life of Energy Production)燃焼法と呼ばれる燃焼法を採用している。CANDLE燃焼法では、炉心をおおよそ新燃料部、燃焼部、燃焼が進んだ部分に分けることができる。燃焼部は、燃焼とともに、出力に比例した速さで新燃料部に向かって移動する。CANDLE燃焼では、一つの運転サイクルが終了した後、次の運転サイクルを行なうために燃料を交換する。燃料を交換するときには、炉心軸の方向において燃焼の進んだ燃料を取り出し、取り出した側の端部と反対側の端部に新燃料を装荷することができる。   Japanese Patent No. 3463100 discloses a nuclear reactor that does not require control for maintaining criticality in an operation cycle. This nuclear reactor adopts a combustion method called CANDLE (Constant Axial Shape of Neutron Flux, Nuclide Densities and Power Shape During Life of Energy Production) combustion method. In the CANDLE combustion method, the core can be roughly divided into a new fuel part, a combustion part, and a part where combustion has progressed. The combustion section moves toward the new fuel section at a speed proportional to the output with combustion. In CANDLE combustion, after one operation cycle is completed, the fuel is changed to perform the next operation cycle. When the fuel is exchanged, the fuel which has been burned in the direction of the core axis can be taken out, and new fuel can be loaded on the end opposite to the taken-out end.

CANDLE燃焼法では、臨界調整を行なわなくてもよく、また、出力分布の調整をしなくても出力分布が、ほぼ一定に保たれる。このため、運転サイクルの初期から末期にわたって、制御棒の操作等のような炉心の反応度制御は行わなくても良いという特徴を有する。また反応度係数も変化せずに、燃焼とともに運転方法を変化させなくても良いという特徴を有する。   In the CANDLE combustion method, it is not necessary to adjust the criticality, and the output distribution is kept almost constant without adjusting the output distribution. For this reason, it has the characteristic that the reactivity control of the core, such as the operation of the control rod, does not have to be performed from the beginning to the end of the operation cycle. In addition, the reactivity coefficient does not change, and the operation method does not have to be changed with combustion.

特許第3463100号公報Japanese Patent No. 3463100

原子炉の燃料の燃焼法としてCANDLE燃焼法を採用することにより、燃焼が進行しても炉心特性をほぼ一定にすることができて運転制御が簡単になり、事故の発生確率が低い原子炉を提供することができる。また、炉心に制御棒を配置しなくても良いために、運転期間中に制御棒が誤って引き抜かれるような事故の可能性が全くなくなる。また、燃料を取り出すときの燃焼度が高いことから、廃棄物の量を低減できる。   By adopting the CANDLE combustion method as the fuel combustion method for the nuclear reactor, the reactor core characteristics can be made almost constant even when combustion progresses, operation control is simplified, and a nuclear reactor with a low probability of accidents. Can be provided. Further, since there is no need to arrange the control rod in the core, there is no possibility of an accident that the control rod is accidentally pulled out during the operation period. In addition, the amount of waste can be reduced because of the high burnup when fuel is taken out.

CANDLE燃焼法では、第2サイクル以降の新燃料として、天然ウランまたは劣化ウランだけを用いて運転を行なうことができる。これらの燃料は、未臨界であることから輸送や貯蔵が容易になる。また、濃縮や再処理を行なわずに、ウランのおよそ40%をエネルギーとして利用できることから、資源の有効利用ができる。また、第2サイクル以降の新燃料は、濃縮や再処理等が不要となることから、核拡散抵抗性が高いなどの特徴を有する。   In the CANDLE combustion method, operation can be performed using only natural uranium or degraded uranium as a new fuel after the second cycle. Since these fuels are subcritical, they can be easily transported and stored. Moreover, since about 40% of uranium can be used as energy without enrichment or reprocessing, resources can be used effectively. In addition, the new fuel after the second cycle has characteristics such as high proliferation resistance because it does not require enrichment or reprocessing.

ところで、原子炉の炉心の温度が上昇する事象が生じたときに、温度上昇が促進されるように設計されていると、炉心の温度が急激に上昇する虞がある。このために、原子炉の炉心は、温度が上昇する事象が生じたときに、自然に温度上昇が抑制される特性を有することが好ましい。特に、炉心内の燃料の温度や冷却材の温度が上昇したときには、負の反応度が印加されるように炉心が設計されることが好ましい。すなわち、炉心における燃料の温度係数および冷却材の温度係数は負であることが好ましい。   By the way, if an event occurs in which the temperature of the core of the nuclear reactor rises, if the temperature rise is designed to be promoted, the temperature of the core may rise rapidly. For this reason, it is preferable that the core of the nuclear reactor has a characteristic that the temperature rise is naturally suppressed when an event in which the temperature rises occurs. In particular, the core is preferably designed so that negative reactivity is applied when the temperature of the fuel in the core or the temperature of the coolant rises. That is, it is preferable that the temperature coefficient of the fuel and the temperature coefficient of the coolant in the core are negative.

燃料の温度係数に関しては、温度が上昇したときに中性子吸収が増加するドップラー効果等により、比較的容易に燃料の温度係数を負にすることができる。一方で、高速中性子を用いて核分裂させる炉心では、冷却材の温度係数が正になりやすい特性を有する。冷却材の温度が上昇すると冷却材の密度が小さくなって中性子の減速効果が小さくなる。このために、主に高速中性子にて核分裂を行う原子炉では、核分裂が促進される傾向が生じる。たとえば、冷却材としてナトリウムを用いてプルトニウムを核分裂する原子炉においては、冷却材の温度係数が正になり易い。このように、高速中性子を用いて核分裂させる炉心においては、冷却材の温度が上昇したときに負の反応度が印加される炉心を設計することが難しいという問題があった。   Regarding the temperature coefficient of the fuel, the temperature coefficient of the fuel can be made relatively easy due to the Doppler effect in which neutron absorption increases when the temperature rises. On the other hand, a core that is fissioned using fast neutrons has a characteristic that the temperature coefficient of the coolant tends to be positive. As the coolant temperature rises, the coolant density decreases and the neutron moderation effect decreases. For this reason, in a nuclear reactor that performs fission mainly with fast neutrons, fission tends to be promoted. For example, in a nuclear reactor that fissions plutonium using sodium as a coolant, the temperature coefficient of the coolant tends to be positive. As described above, in the core for fission using fast neutrons, it is difficult to design a core to which a negative reactivity is applied when the temperature of the coolant rises.

本発明は、燃料の燃焼とともに燃焼部が新燃料部に向かって移動する炉心であって、冷却材の温度が上昇したときに炉心に印加される反応度が負になる炉心およびこの炉心を備える原子炉を提供することを目的とする。   The present invention is a core in which a combustion section moves toward a new fuel section as fuel is burned, and includes a core whose reactivity applied to the core becomes negative when the temperature of the coolant rises, and the core. The purpose is to provide a nuclear reactor.

本発明の原子炉の炉心は、新燃料が装荷されている新燃料部と、新燃料部の一方の側に配置され、中性子を発生して燃料が燃焼する燃焼部とを備え、新燃料は天然ウランおよび劣化ウランのうち少なくとも一方のウランを含み、ウランが中性子を吸収して生成されたプルトニウムが核分裂することにより出力を発生し、運転サイクルの初期から末期にかけて、燃焼部がほぼ一定の形状を保ちながら新燃料部に向かう方向に移動する。原子炉の炉心は、燃料棒または燃料集合体を含む燃料体と、運転サイクルの初期に燃焼部に含まれる領域に配置され、複数の燃料体同士を互いに支持し、燃料体同士の間隔を定める間隔調整部材とを備える。間隔調整部材は、温度が上昇すると膨張する材質で形成されており、炉心の冷却材の温度が上昇したときに間隔調整部材が膨張し、燃料体同士の間隔が大きくなる。   The core of the nuclear reactor according to the present invention includes a new fuel part loaded with a new fuel, and a combustion part disposed on one side of the new fuel part and generating neutrons to burn the fuel. It contains at least one of natural uranium and depleted uranium, and when plutonium produced by uranium absorbing neutrons generates fission, power is generated, and the combustion part has an almost constant shape from the beginning to the end of the operation cycle. While moving, move toward the new fuel section. The core of the nuclear reactor is disposed in a region that is included in the combustion section at the beginning of the operation cycle, and includes a fuel rod or a fuel assembly, supports a plurality of fuel bodies, and defines the spacing between the fuel bodies. An interval adjusting member. The interval adjusting member is made of a material that expands when the temperature rises. When the temperature of the coolant in the core rises, the interval adjusting member expands and the interval between the fuel bodies increases.

上記発明においては、炉心入口から炉心出口に向かって冷却材の温度が上昇する高上昇率領域と、高上昇率領域よりも下流に配置され、高上昇率領域よりも温度の上昇率が小さくなる低上昇率領域とを有し、間隔調整部材は、運転サイクルの初期において低上昇率領域に配置されていることが好ましい。   In the above-described invention, the high rise rate region in which the temperature of the coolant rises from the core inlet toward the core outlet, and the downstream of the high rise rate region, the temperature rise rate is smaller than the high rise rate region. It is preferable that the gap adjusting member is disposed in the low increase rate region in the initial stage of the operation cycle.

上記発明においては、間隔調整部材は、穴部を有する間隔調整板を含み、複数の燃料体は、穴部に支持されている。   In the above invention, the interval adjusting member includes an interval adjusting plate having a hole, and the plurality of fuel bodies are supported by the hole.

本発明の原子炉は、上述の炉心と、炉心が内部に配置されている原子炉容器とを備える。   A nuclear reactor according to the present invention includes the above-described core and a reactor vessel in which the core is disposed.

本発明によれば、燃料の燃焼とともに燃焼部が新燃料部に向かって移動する炉心であって、冷却材の温度が上昇したときに炉心に印加される反応度が負になる炉心およびこの炉心を備える原子炉を提供することができる。   According to the present invention, there is provided a core in which the combustion part moves toward the new fuel part as the fuel is burned, and the core in which the reactivity applied to the core becomes negative when the temperature of the coolant rises, and the core. Can be provided.

実施の形態における原子炉の概略図である。1 is a schematic diagram of a nuclear reactor in an embodiment. 実施の形態における炉心の4分の1の概略平面図である。It is a schematic plan view of the quarter of the core in an embodiment. 実施の形態における燃料集合体の概略斜視図である。It is a schematic perspective view of the fuel assembly in an embodiment. 実施の形態における燃料棒の概略斜視図である。It is a schematic perspective view of the fuel rod in an embodiment. 実施の形態における炉心の燃料の燃焼状態を説明する概略図である。It is the schematic explaining the combustion state of the fuel of the core in embodiment. 実施の形態における燃料の中性子フルエンスに対する無限中性子増倍率の変化を説明するグラフである。It is a graph explaining the change of an infinite neutron multiplication factor with respect to the neutron fluence of the fuel in embodiment. 炉心高さと燃料の無限中性子増倍率との関係を説明するグラフである。It is a graph explaining the relationship between a core height and an infinite neutron multiplication factor of fuel. 実施の形態における炉心の出力密度の変化および燃料の取換えを説明する図である。It is a figure explaining the change of the power density of the core and fuel replacement | exchange in embodiment. 実施の形態における炉心の概略部分断面図である。It is a general | schematic fragmentary sectional view of the core in embodiment. 実施の形態における間隔調整部材の拡大概略平面図である。It is an expansion schematic plan view of the space | interval adjustment member in embodiment. 実施の形態における炉心の他の概略部分断面図である。FIG. 5 is another schematic partial cross-sectional view of the core in the embodiment.

図1から図11を参照して、実施の形態における炉心および原子炉について説明する。本実施の形態における炉心は、主に高速中性子によりプルトニウムの核分裂を発生させる高速中性子炉である。本実施の形態における原子炉は、発電設備に配置されており、原子炉から流出する冷却材の熱を用いて発電を行なっている。   With reference to FIGS. 1 to 11, a core and a nuclear reactor in the embodiment will be described. The core in the present embodiment is a fast neutron reactor that generates plutonium fission mainly by fast neutrons. The nuclear reactor in the present embodiment is arranged in a power generation facility, and generates power using the heat of the coolant flowing out from the nuclear reactor.

図1は、本実施の形態における原子炉の概略図である。本実施の形態における発電設備は、原子炉1を備える。原子炉1は、原子炉容器9を含む。原子炉1は、原子炉容器9の内部に配置されている炉心10を含む。原子炉容器9の内部には、冷却材が流れている。本実施の形態における炉心10の周りには、反射体が配置されていないが、この形態に限られず、炉心10の周りに反射体が配置されていても構わない。   FIG. 1 is a schematic diagram of a nuclear reactor in the present embodiment. The power generation facility in the present embodiment includes a nuclear reactor 1. The nuclear reactor 1 includes a nuclear reactor vessel 9. The nuclear reactor 1 includes a core 10 disposed inside a nuclear reactor vessel 9. A coolant flows in the reactor vessel 9. Although no reflector is disposed around the core 10 in the present embodiment, the present invention is not limited to this configuration, and a reflector may be disposed around the core 10.

冷却材は、矢印112に示すように、原子炉容器9に流入して、炉心10の内部を通過する。炉心10の熱は、冷却材に伝達される。本実施の形態における原子炉1は、冷却材が炉心10の下側から上側に向かって流れる。炉心10から流出した冷却材は、矢印111に示すように原子炉容器9から流出する。   As indicated by an arrow 112, the coolant flows into the reactor vessel 9 and passes through the core 10. The heat of the core 10 is transmitted to the coolant. In the nuclear reactor 1 in the present embodiment, the coolant flows from the lower side of the core 10 toward the upper side. The coolant that has flowed out of the core 10 flows out of the reactor vessel 9 as indicated by an arrow 111.

冷却材は、中性子の減速能力や中性子の吸収能力が小さな材料を用いることができる。本実施の形態においては、鉛−ビスマス冷却材が用いられている。本実施の形態においては、冷却材が反射体の機能を有する。原子炉の冷却材としては、鉛系冷却材(液体金属)の他に、ナトリウムを使用することができる。または、ヘリウム等のガス冷却材を用いることができる。また、鉛系冷却材としては、鉛−ビスマスの他に鉛のみや、同位体分離された鉛208を採用することができる。本実施の形態における炉心10は、鉛直方向が炉心の軸方向に相当する。   As the coolant, a material having a small neutron moderating ability and neutron absorption ability can be used. In the present embodiment, a lead-bismuth coolant is used. In the present embodiment, the coolant has a function of a reflector. As the reactor coolant, sodium can be used in addition to the lead-based coolant (liquid metal). Alternatively, a gas coolant such as helium can be used. In addition to lead-bismuth, only lead or isotope-separated lead 208 can be employed as the lead-based coolant. In the core 10 in the present embodiment, the vertical direction corresponds to the axial direction of the core.

図2に、本実施の形態における原子炉の炉心の概略平面図を示す。図2は、炉心の4分の1を示している。本実施の形態における炉心10は、平面形状がほぼ正六角形状に形成されている。原子炉の炉心は、この形態に限られず、平面視したときに、ほぼ円形となる任意の形状または円形に形成することができる。   FIG. 2 shows a schematic plan view of the reactor core in the present embodiment. FIG. 2 shows a quarter of the core. The core 10 in the present embodiment is formed in a substantially hexagonal shape in plan view. The core of the nuclear reactor is not limited to this form, and can be formed in an arbitrary shape or a circle that is substantially circular when viewed in plan.

本実施の形態における炉心10は、燃料体としての燃料集合体21を含む。本実施の形態においては、複数の燃料集合体21が規則的に配列されている。本実施の形態における複数の燃料集合体21には、同一の新燃料が装荷されている。本実施の形態においては、新燃料として劣化ウランが装荷されている。   The core 10 in the present embodiment includes a fuel assembly 21 as a fuel body. In the present embodiment, a plurality of fuel assemblies 21 are regularly arranged. The plurality of fuel assemblies 21 in the present embodiment are loaded with the same new fuel. In the present embodiment, depleted uranium is loaded as a new fuel.

図3に、本実施の形態における燃料集合体の概略斜視図を示す。燃料集合体21は、複数の燃料棒22を含む。燃料棒22は、長手方向の端部がノズル27により支持されている。または、燃料棒22は、燃料集合体21の内部に配置され、ノズル27に固定されている固定部材により支持されている。また、燃料棒22は、複数の支持格子25a,25bにより支持されている。支持格子25a,25bは、燃料棒22同士を互いに離して支持している。冷却材は、燃料棒22同士の間を流れて燃料棒22を冷却する。本実施の形態では支持格子により燃料棒同士の間の距離を保っているが、この形態に限られず、支持格子の代わりにワイヤースペーサー等を用いることができる。   FIG. 3 shows a schematic perspective view of the fuel assembly in the present embodiment. The fuel assembly 21 includes a plurality of fuel rods 22. The end of the fuel rod 22 in the longitudinal direction is supported by the nozzle 27. Alternatively, the fuel rod 22 is disposed inside the fuel assembly 21 and is supported by a fixing member fixed to the nozzle 27. The fuel rod 22 is supported by a plurality of support grids 25a and 25b. The support grids 25a and 25b support the fuel rods 22 apart from each other. The coolant flows between the fuel rods 22 to cool the fuel rods 22. In this embodiment, the distance between the fuel rods is maintained by the support grid. However, the present invention is not limited to this configuration, and a wire spacer or the like can be used instead of the support grid.

図4に、本実施の形態における燃料棒の概略斜視図を示す。図4では、燃料の燃焼が上側から下側に向かって移動する燃料棒を示している。また、被覆材の一部を破断して示している。本実施の形態における燃料棒22は、被覆材23を含む。被覆材23は、筒状に形成されている。被覆材23は、たとえばステンレス鋼で形成されている。燃料棒22は、燃料ペレット24a,24b,24cを含む。燃料ペレット24a,24b,24cは、被覆材23の内部に配置されている。燃料棒22は、栓29により封止されている。燃料ペレット24a,24b,24cは、コイルスプリング28により押圧されている。   FIG. 4 shows a schematic perspective view of the fuel rod in the present embodiment. FIG. 4 shows a fuel rod in which the combustion of fuel moves from the upper side to the lower side. In addition, a part of the covering material is shown broken. The fuel rod 22 in the present embodiment includes a covering material 23. The covering material 23 is formed in a cylindrical shape. The covering material 23 is made of stainless steel, for example. The fuel rod 22 includes fuel pellets 24a, 24b, and 24c. The fuel pellets 24a, 24b, and 24c are disposed inside the covering material 23. The fuel rod 22 is sealed with a stopper 29. The fuel pellets 24a, 24b, and 24c are pressed by the coil spring 28.

図4に示す燃料棒は、運転サイクルの初期の状態を示している。複数の燃料ペレット24a,24b,24cは、新燃料を含む燃料ペレット24a、燃焼途中の燃料ペレット24b、および燃焼が十分に進んだ燃料ペレット24cの順に配置されている。新燃料を含む燃料ペレット24aの部分により、炉心の新燃料部が画定される。燃焼途中の燃料ペレット24bの部分により、炉心の燃焼部が画定される。燃焼が進んだ燃料ペレット24cの部分により、炉心の燃焼が進んだ部分が画定される。   The fuel rod shown in FIG. 4 shows the initial state of the operation cycle. The plurality of fuel pellets 24a, 24b, 24c are arranged in the order of a fuel pellet 24a containing new fuel, a fuel pellet 24b in the middle of combustion, and a fuel pellet 24c in which combustion has sufficiently progressed. The portion of the fuel pellet 24a containing the new fuel defines the new fuel portion of the core. The burning part of the core is defined by the part of the fuel pellet 24b in the middle of combustion. The portion of the fuel pellet 24c where the combustion has progressed defines the portion where the combustion of the core has progressed.

このように、本実施の形態における燃料棒22には、燃焼度が互いに異なる燃料ペレット24a,24b,24cが配置されている。一つの運転サイクルが終了した後には、たとえば、被覆材23を剥ぎ取り、燃焼が進んだ部分の燃料ペレットとそれ以外の燃料ペレットとを分離する。次に、新たな被覆材の内部に、新燃料を含む燃料ペレットおよび回収された燃料ペレット等を配置することにより、次の運転サイクルのための燃料棒を形成することができる。   As described above, the fuel rods 22 in the present embodiment are arranged with the fuel pellets 24a, 24b, and 24c having different burnups. After the completion of one operation cycle, for example, the covering material 23 is peeled off, and the fuel pellets in the burned portion and the other fuel pellets are separated. Next, fuel rods for the next operation cycle can be formed by arranging fuel pellets containing new fuel, recovered fuel pellets, and the like inside the new coating material.

または、燃料ペレットの回収方法としては、それぞれの部分ごとに燃料棒を切断した後に、被覆材23を剥ぎ取っても構わない。この方法によっても、燃焼部および燃焼が進んだ部分に配置されていた燃料ペレットを回収することができる。   Alternatively, as a method for collecting fuel pellets, the covering material 23 may be peeled off after the fuel rod is cut for each portion. Also by this method, the fuel pellets arranged in the combustion part and the part where the combustion has progressed can be recovered.

図2から図4を参照して、本実施の形態における燃料集合体21の新燃料部に配置される燃料ペレットは、劣化ウランを含む。本実施の形態における燃料は、金属燃料であるが、この形態に限られず、例えば、窒化物燃料等を用いることができる。   2 to 4, the fuel pellets arranged in the new fuel portion of the fuel assembly 21 in the present embodiment include deteriorated uranium. The fuel in the present embodiment is a metal fuel, but is not limited to this form, and for example, a nitride fuel or the like can be used.

次に、本実施の形態における炉心の出力運転について説明する。本実施の形態においては、出力運転中に出力がほぼ一定に保たれる例について説明する。   Next, the output operation of the core in the present embodiment will be described. In the present embodiment, an example will be described in which the output is kept substantially constant during the output operation.

図5に、本実施の形態における炉心の燃焼の進行状況を説明する模式図を示す。図5は、炉心を軸方向に沿って切断したときの概略断面図である。図5は、複数回の運転サイクルを行なった後の第nサイクルの初期(BOC)の炉心と、第nサイクルの末期(EOC)の炉心とを示している。また、同一のサイクル長さおよび同一の燃料取替え方法で複数サイクル運転を行なった炉心を示している。径方向の位置rが零の軸が炉心軸である。   FIG. 5 is a schematic diagram for explaining the progress of the combustion of the core in the present embodiment. FIG. 5 is a schematic cross-sectional view when the core is cut along the axial direction. FIG. 5 shows an initial (BOC) core of the nth cycle after a plurality of operation cycles and an end (EOC) core of the nth cycle. Also shown is a core that has been operated for multiple cycles with the same cycle length and the same fuel replacement method. The axis where the radial position r is zero is the core axis.

本実施の形態における原子炉の炉心10は、運転サイクルの初期から末期にかけて燃焼部12が、新燃料部11に向けて移動する。すなわち、本実施の形態における炉心は、CANDLE燃焼を行なう。燃焼部12の移動する速度は、凡そ出力密度に比例し、燃料原子数密度に反比例する。   In the reactor core 10 in the present embodiment, the combustion section 12 moves toward the new fuel section 11 from the beginning to the end of the operation cycle. That is, the core in the present embodiment performs CANDLE combustion. The moving speed of the combustion unit 12 is roughly proportional to the power density and inversely proportional to the fuel atom number density.

本実施の形態における炉心の出力密度は、炉心の中央において高くなる。炉心の外周においては、中性子の漏れが多くなるために、径方向の外側に向かうほど出力密度が小さくなる。このため、燃焼部の軸方向の位置は、径方向の外側に向かうほど遅れた位置に配置される。   The power density of the core in the present embodiment is high at the center of the core. At the outer periphery of the core, neutron leakage increases, so the power density decreases toward the outside in the radial direction. For this reason, the position of the combustion part in the axial direction is arranged at a position that is delayed toward the outside in the radial direction.

本実施の形態における炉心10は、新燃料部11、燃焼部12および燃焼が進んだ部分13を含む。新燃料部11は、新燃料が配置されている部分である。燃焼部12は、自発的に中性子が発生し、燃料の燃焼が生じる部分である。燃焼部12では、核分裂が発生することにより実質に出力が生じている。燃焼が進んだ部分13は、燃焼が進んで、ほとんど出力を発生していない部分である。   The core 10 in the present embodiment includes a new fuel part 11, a combustion part 12, and a part 13 where combustion has progressed. The new fuel portion 11 is a portion where new fuel is disposed. The combustion part 12 is a part where neutrons are spontaneously generated and fuel combustion occurs. In the combustion part 12, the output is actually generated by the occurrence of fission. The portion 13 where combustion has progressed is a portion where combustion has progressed and almost no output is generated.

第nサイクルの初期の炉心において、新燃料部11は、炉心10の下部に配置されている。燃焼部12は、新燃料部11の上側に配置されている。燃焼部12には、前サイクルで既に燃焼が始まっていた燃料が配置されている。   In the initial core of the nth cycle, the new fuel unit 11 is disposed below the core 10. The combustion unit 12 is disposed on the upper side of the new fuel unit 11. In the combustion section 12, fuel that has already started combustion in the previous cycle is arranged.

本実施の形態においては、運転サイクルの初期に配置された燃焼部12は、燃焼を開始する部分になる。燃焼部12から燃料の燃焼が開始され、矢印101に示すように、新燃料部11に向かう方向に燃焼が進行する。第nサイクルの燃焼が進行して運転サイクルの末期になった場合には、燃焼部12が炉心10の下端まで進行する。本実施の形態においては、新燃料部11がほとんどなくなるまで燃焼を継続している。運転サイクルの末期では、新燃料部11が残っていても構わない。   In the present embodiment, the combustion section 12 arranged at the initial stage of the operation cycle is a part for starting combustion. Combustion of fuel is started from the combustion unit 12, and combustion proceeds in a direction toward the new fuel unit 11 as indicated by an arrow 101. When the combustion in the nth cycle proceeds and the end of the operation cycle is reached, the combustion unit 12 proceeds to the lower end of the core 10. In the present embodiment, the combustion is continued until the new fuel part 11 is almost exhausted. At the end of the operation cycle, the new fuel part 11 may remain.

図6に、本実施の形態における燃料の中性子フルエンスと無限中性子増倍率との関係を説明するグラフを示す。横軸が、中性子束を時間で積分した中性子フルエンスであり、縦軸が無限中性子増倍率kinfである。中性子フルエンスは、たとえば燃料の燃焼度に対応する量である。本実施の形態においては劣化ウランを燃料としている。劣化ウランは、たとえば、約99.8%のウラン238と、約0.2%のウラン235とを含む。ウラン238は、中性子を吸収することにより次の数1のように核変換する。ウラン238は、プルトニウム239に変換される。

Figure 2012167953
FIG. 6 shows a graph for explaining the relationship between the neutron fluence of the fuel and the infinite neutron multiplication factor in the present embodiment. The horizontal axis represents the neutron fluence obtained by integrating the neutron flux with time, and the vertical axis represents the infinite neutron multiplication factor kinf. The neutron fluence is an amount corresponding to the burnup of the fuel, for example. In this embodiment, deteriorated uranium is used as fuel. Depleted uranium includes, for example, about 99.8% uranium 238 and about 0.2% uranium 235. Uranium 238 transmutates as shown in the following equation 1 by absorbing neutrons. Uranium 238 is converted to plutonium 239.
Figure 2012167953

中性子フルエンスが零の近傍では、ウラン238が中性子を吸収してプルトニウム239が生成されることにより、無限中性子増倍率が上昇する。所定の中性子フルエンスに達すると、プルトニウム239等の存在量のウラン238の存在量に対する比が一定に近づき、更に核分裂生成物(FP)が蓄積して、無限中性子増倍率が徐々に減少する。このように、本実施の形態における燃料は、燃焼の初期において無限中性子増倍率が増加し、その後に徐々に無限中性子増倍率が減少する特性を有する。   In the vicinity of zero neutron fluence, uranium 238 absorbs neutrons to generate plutonium 239, thereby increasing the infinite neutron multiplication factor. When the predetermined neutron fluence is reached, the ratio of the abundance of plutonium 239 and the like to the abundance of uranium 238 approaches a constant value, and fission products (FP) accumulate, and the infinite neutron multiplication factor gradually decreases. As described above, the fuel in the present embodiment has a characteristic that the infinite neutron multiplication factor increases at the initial stage of combustion, and then the infinite neutron multiplication factor gradually decreases.

また、劣化ウランの未臨界度は大きいために、炉心の一部分を臨界以上にするためには、多くの中性子をウラン238に吸収させる必要がある。本実施の形態においては、このような条件を満たすように炉心の大きさを選定するとともに燃料集合体や燃料棒を設計している。   Moreover, since the subcriticality of depleted uranium is large, in order to make a part of the core more than critical, it is necessary to absorb many neutrons in the uranium 238. In the present embodiment, the size of the core is selected so as to satisfy such conditions, and the fuel assemblies and fuel rods are designed.

上記のような炉心の構成を採用することにより、CANDLE燃焼を実施することができる。すなわち、炉心の径方向の全体にわたって出力が生じ、炉心の軸方向の一部の領域において燃焼部が生成される炉心を形成することができる。   CANDLE combustion can be performed by adopting the core configuration as described above. That is, it is possible to form a core in which power is generated over the entire radial direction of the core and a combustion part is generated in a partial region in the axial direction of the core.

図7に、炉心高さを無限大にして燃焼を行なっているときの無限中性子増倍率のグラフを示す。横軸が炉心高さであり、縦軸が燃料の無限中性子増倍率を示している。本実施の形態においては、矢印101に示すように、燃焼部が新燃料部に向かって移動する。燃焼部は、無限中性子増倍率が1を超える領域を含む。実際の原子炉の炉心の高さは有限であり、この場合には、炉心の端部での無限中性子増倍率は、図7に示すグラフから僅かにずれる場合がある。   FIG. 7 shows a graph of the infinite neutron multiplication factor when burning at an infinite core height. The horizontal axis represents the core height, and the vertical axis represents the infinite neutron multiplication factor of the fuel. In the present embodiment, as indicated by an arrow 101, the combustion section moves toward the new fuel section. The combustion part includes a region where the infinite neutron multiplication factor exceeds 1. The actual reactor core height is finite, and in this case, the infinite neutron multiplication factor at the end of the reactor core may slightly deviate from the graph shown in FIG.

図8に、本実施の形態における炉心の燃焼が進行する状態および燃料取り換えを説明するグラフを示す。図8には、第nサイクルの炉心の初期および末期のグラフと、第(n+1)サイクルの炉心の初期および末期のグラフが示されている。それぞれのグラフにおいては、炉心軸における出力密度、ウラン238の数密度および核分裂生成物の数密度が示されている。   FIG. 8 shows a graph for explaining the state in which the combustion of the core proceeds and the fuel replacement in the present embodiment. FIG. 8 shows an initial and final graph of the nth cycle core and an initial and final graph of the (n + 1) th cycle core. In each graph, the power density at the core axis, the number density of uranium 238, and the number density of fission products are shown.

図7および図8を参照して、出力密度の最大点は、矢印101に示すように、新燃料部11が配置されている炉心下部に向けて移動する。本実施の形態における燃焼は、炉心の上端から下端に向かう方向に移動する。燃焼部が移動していく速度、すなわち、出力密度の最大点が移動する速度は、例えば、1年間に数cmである。このように、ゆっくりと燃焼部が移動する。ウラン238の数密度は、核変換されることにより燃焼部の下流側で小さくなる。また、核分裂生成物の数密度は、核分裂が生じることにより燃焼部の下流側で大きくなる。本実施の形態においては、燃焼部が、炉心のほぼ下端に達したときに燃焼を終了している。   Referring to FIGS. 7 and 8, the maximum point of the power density moves toward the lower part of the core where the new fuel part 11 is arranged as indicated by an arrow 101. Combustion in the present embodiment moves in a direction from the upper end to the lower end of the core. The speed at which the combustion section moves, that is, the speed at which the maximum point of the power density moves is, for example, several centimeters per year. Thus, the combustion part moves slowly. The number density of uranium 238 becomes smaller on the downstream side of the combustion section by transmutation. In addition, the number density of fission products increases on the downstream side of the combustion section due to the occurrence of fission. In the present embodiment, the combustion ends when the combustion part reaches almost the lower end of the core.

第nサイクルが終了すると燃焼が進んだ部分の一部の燃料を取り出す。第(n+1)サイクルの初期の炉心では、矢印117に示すように、第nサイクルにおいて炉心の下部に配置されている燃焼部を炉心の上部に配置して、燃焼を開始する部分として使用する。第(n+1)サイクルの炉心においては、炉心の下部に新たな新燃料部11を配置する。このような燃料交換を行なうことにより、第(n+1)サイクルの炉心においても、第nサイクルの炉心と同様の燃焼を行なうことができる。   When the n-th cycle ends, a part of the fuel where combustion has progressed is taken out. In the core at the initial stage of the (n + 1) th cycle, as indicated by an arrow 117, the combustion part arranged at the lower part of the core in the nth cycle is arranged at the upper part of the core and used as a part for starting combustion. In the core of the (n + 1) th cycle, a new new fuel part 11 is disposed at the lower part of the core. By performing such fuel exchange, combustion in the (n + 1) th cycle core can be performed in the same manner as in the nth cycle core.

図9に、本実施の形態における炉心の概略部分断面図を示す。本実施の形態における炉心10は、バッフル板34の内部に配置されている。燃料集合体21は、長手方向が炉心10の軸方向とほぼ平行になるように配置されている。炉心10の下端部には、集合体下端支持部材32が配置されている。燃料集合体21の下端は、集合体下端支持部材32に固定されている。集合体下端支持部材32は、燃料集合体21を固定すればよいために、構造材として優れた材質を採用することができる。炉心10の上端部には、集合体上端支持部材33が配置されている。集合体上端支持部材33は、燃料集合体21の上端を移動可能に支持するように形成されている。燃料集合体21の上端は、外側に向かって移動可能なように集合体上端支持部材33に支持されている。   FIG. 9 shows a schematic partial cross-sectional view of the core in the present embodiment. The core 10 in the present embodiment is disposed inside the baffle plate 34. The fuel assembly 21 is arranged so that the longitudinal direction is substantially parallel to the axial direction of the core 10. An assembly lower end support member 32 is disposed at the lower end portion of the core 10. The lower end of the fuel assembly 21 is fixed to the assembly lower end support member 32. Since the assembly lower end support member 32 only needs to fix the fuel assembly 21, an excellent material can be used as a structural material. An assembly upper end support member 33 is disposed at the upper end portion of the core 10. The assembly upper end support member 33 is formed so as to movably support the upper end of the fuel assembly 21. The upper end of the fuel assembly 21 is supported by the assembly upper end support member 33 so as to be movable outward.

本実施の形態における炉心10は、複数の燃料集合体21同士を互いに支持する間隔調整部材としての間隔調整板31を備える。間隔調整板31は、複数の支持格子25a,25bのうち、支持格子25aの部分に配置されている(図3参照)。間隔調整板31が配置されていない部分においては、互いに隣り合う燃料集合体21の支持格子25b同士の間には隙間が形成されている。   The core 10 in the present embodiment includes a gap adjusting plate 31 as a gap adjusting member that supports the plurality of fuel assemblies 21 to each other. The interval adjusting plate 31 is disposed in the portion of the support lattice 25a among the plurality of support lattices 25a and 25b (see FIG. 3). In a portion where the interval adjusting plate 31 is not disposed, a gap is formed between the support lattices 25b of the fuel assemblies 21 adjacent to each other.

図10に、本実施の形態における間隔調整板の概略平面図を示す。図9および図10を参照して、間隔調整板31は、燃料集合体21が挿入される穴部31aを有する。間隔調整板31の穴部31aは、燃料集合体21の支持格子25aに嵌合するように形成されている。本実施の形態における間隔調整板31は、炉心10に含まれる全ての燃料集合体21を支持するように形成されている。穴部31aに、燃料集合体21の支持格子25aが配置されることにより、隣り合う燃料集合体21同士を互いに拘束することができる。複数の燃料集合体21同士の間隔が定められる。   In FIG. 10, the schematic plan view of the space | interval adjustment board in this Embodiment is shown. Referring to FIGS. 9 and 10, the interval adjusting plate 31 has a hole 31 a into which the fuel assembly 21 is inserted. The hole 31 a of the interval adjusting plate 31 is formed so as to fit into the support grid 25 a of the fuel assembly 21. The interval adjusting plate 31 in the present embodiment is formed so as to support all the fuel assemblies 21 included in the core 10. By arranging the support grid 25a of the fuel assembly 21 in the hole 31a, the adjacent fuel assemblies 21 can be restrained from each other. An interval between the plurality of fuel assemblies 21 is determined.

本実施の形態における間隔調整板31は、温度が上昇すると膨張する材質により形成されている。間隔調整板31は、熱膨張率が大きな材質にて形成されている。また、本実施の形態における間隔調整板31は、集合体下端支持部材32よりも熱膨張率の大きな材質にて形成されている。熱膨張率の大きな材質としては、ステンレス鋼を例示することができ、たとえばステンレス鋼のうちSUS304またはSUS316(日本工業規格(JIS)に基づく)を採用することができる。   The interval adjusting plate 31 in the present embodiment is formed of a material that expands when the temperature rises. The interval adjusting plate 31 is made of a material having a large coefficient of thermal expansion. Further, the interval adjusting plate 31 in the present embodiment is formed of a material having a larger coefficient of thermal expansion than the aggregate lower end support member 32. As a material having a large coefficient of thermal expansion, stainless steel can be exemplified. For example, SUS304 or SUS316 (based on Japanese Industrial Standard (JIS)) can be adopted among stainless steels.

図9には、炉心の概略図に加えて、炉心の軸方向の出力密度および冷却材温度が示されている。実線により運転サイクルの初期(BOC)の状態が示されており、破線により運転サイクルの末期(EOC)の状態が示されている。出力密度の分布および冷却材温度の分布は、運転サイクルの初期から末期にかけて、矢印101に示すように、炉心の下端に向かって移動する。冷却材の温度は、炉心10の下端から上端に向かうにつれて上昇している。   FIG. 9 shows the power density in the axial direction of the core and the coolant temperature in addition to the schematic diagram of the core. The solid line indicates the initial (BOC) state of the operating cycle, and the broken line indicates the end (EOC) state of the operating cycle. The distribution of the power density and the distribution of the coolant temperature move toward the lower end of the core as indicated by an arrow 101 from the beginning to the end of the operation cycle. The temperature of the coolant rises from the lower end of the core 10 toward the upper end.

本実施の形態における間隔調整板31は、運転サイクルの初期に燃焼部の領域に配置されている。特に、本実施の形態においては、運転サイクルを通して燃焼部の領域に配置されている。すなわち、間隔調整板31は、運転サイクルの初期においても末期においても、燃焼部の領域の内部に配置されている。間隔調整板31は、運転サイクルの期間中を通して冷却材の温度が高くなる領域に配置されている。   The interval adjusting plate 31 in the present embodiment is arranged in the region of the combustion part at the initial stage of the operation cycle. In particular, in the present embodiment, it is arranged in the region of the combustion part throughout the operation cycle. In other words, the interval adjusting plate 31 is disposed inside the region of the combustion section both in the initial and final stages of the operation cycle. The interval adjusting plate 31 is arranged in a region where the temperature of the coolant increases during the operation cycle.

更に、本実施の形態における間隔調整板31は、炉心の軸方向において、運転サイクルの初期に出力密度がほぼ最大になる位置に配置されている。または、本実施の形態における間隔調整板31は、運転サイクルの初期において、炉心入口から炉心出口に向かう方向の冷却材の温度上昇が緩やかになった位置に配置されている。   Further, the interval adjusting plate 31 in the present embodiment is disposed at a position where the power density is substantially maximized at the initial stage of the operation cycle in the axial direction of the core. Alternatively, the interval adjusting plate 31 in the present embodiment is disposed at a position where the temperature rise of the coolant in the direction from the core inlet to the core outlet becomes moderate at the initial stage of the operation cycle.

図11に、本実施の形態における炉心の他の概略部分断面図を示す。炉心10においては、冷却材が間隔調整板31に接触する。このため、冷却材の温度上昇に伴って、間隔調整板31の温度も上昇する。間隔調整板31は、温度が上昇すると矢印120に示すように、径方向の外側に向かって膨張する。   FIG. 11 shows another schematic partial cross-sectional view of the core in the present embodiment. In the core 10, the coolant contacts the interval adjusting plate 31. For this reason, the temperature of the space | interval adjustment board 31 also rises with the temperature rise of a coolant. When the temperature rises, the gap adjusting plate 31 expands outward in the radial direction as indicated by an arrow 120.

燃料集合体21は、間隔調整板31により拘束されている。また、本実施の形態の炉心10は、燃料集合体21の下端が集合体下端支持部材32に固定されている。間隔調整板31が膨張すると、矢印121に示すように、燃料集合体21の上端が径方向の外側に向かう。それぞれの燃料集合体21の上端の移動距離は、炉心軸(r=0)を中心として、径方向の外側に向かうにつれて徐々に大きくなる。   The fuel assembly 21 is restrained by the interval adjusting plate 31. In the core 10 of the present embodiment, the lower end of the fuel assembly 21 is fixed to the assembly lower end support member 32. When the interval adjusting plate 31 expands, as shown by an arrow 121, the upper end of the fuel assembly 21 is directed outward in the radial direction. The moving distance of the upper end of each fuel assembly 21 gradually increases from the core axis (r = 0) toward the outside in the radial direction.

このように、冷却材の温度が上昇すると、それぞれの燃料集合体21同士の間隔が大きくなるために中性子の漏れが多くなる。炉心10の実効中性子増倍率を1未満にすることができて、炉心10に印加される反応度を負にすることができる。すなわち、本実施の形態における炉心10では、冷却材の温度が上昇したときには負の反応度が印加される。   As described above, when the temperature of the coolant rises, the interval between the fuel assemblies 21 increases, and neutron leakage increases. The effective neutron multiplication factor of the core 10 can be made less than 1, and the reactivity applied to the core 10 can be made negative. That is, in the core 10 in the present embodiment, a negative reactivity is applied when the temperature of the coolant rises.

また、冷却材の温度が下降したときには、それぞれの燃料集合体21同士の間隔が小さくなるために中性子の漏れが少なくなる。炉心10には正の反応度が印加される。このように、本実施の形態における炉心10は、冷却材に関する温度係数を負にすることができる。   Further, when the temperature of the coolant is lowered, the interval between the fuel assemblies 21 is reduced, so that neutron leakage is reduced. A positive reactivity is applied to the core 10. Thus, the core 10 in this Embodiment can make the temperature coefficient regarding a coolant negative.

燃料の温度係数は、ドップラー効果等により容易に負になるが、その絶対値は小さい。本実施の形態における冷却材に関する温度係数は、絶対値の大きな負の値にすることができる。本実施の形態の冷却材に関する温度係数は、燃料の温度係数よりも非常に大きな負の値にすることができる。このために、他の構造材等の温度係数が正であっても、炉心全体の温度係数を容易に負にすることができる。   The temperature coefficient of the fuel easily becomes negative due to the Doppler effect or the like, but its absolute value is small. The temperature coefficient related to the coolant in the present embodiment can be a negative value having a large absolute value. The temperature coefficient related to the coolant of the present embodiment can be a negative value much larger than the temperature coefficient of the fuel. For this reason, even if the temperature coefficient of other structural materials or the like is positive, the temperature coefficient of the entire core can be easily made negative.

また、本実施の形態における炉心は、炉心の形状を変化させて冷却材に関する温度係数を小さくしているために、燃料集合体の本数が多い大型の炉心においても、冷却材に関する温度係数を負にすることができる。   In addition, since the core in the present embodiment changes the shape of the core to reduce the temperature coefficient related to the coolant, the temperature coefficient related to the coolant is negative even in a large core having a large number of fuel assemblies. Can be.

図9を参照して、本実施の形態における間隔調整板31は、運転サイクルの初期に燃焼部に含まれる領域に配置されている。この構成により、出力や冷却材流量等が変化して冷却材の温度が変化したときに、冷却材の温度変化幅の大きな領域に間隔調整板31を配置することができて、間隔調整板31の膨張量を大きくすることができる。間隔調整板31が膨張したときの燃料集合体21同士の間隔を大きくすることができて、冷却材に関する温度係数をより負の値にすることができる。   Referring to FIG. 9, interval adjusting plate 31 in the present embodiment is arranged in a region included in the combustion section at the initial stage of the operation cycle. With this configuration, when the output, coolant flow rate, or the like changes to change the coolant temperature, the interval adjusting plate 31 can be arranged in a region where the temperature change range of the coolant is large. The amount of expansion can be increased. The space | interval of the fuel assemblies 21 when the space | interval adjustment plate 31 expand | swells can be enlarged, and the temperature coefficient regarding a coolant can be made into a more negative value.

例えば、間隔調整板31を炉心10の下端の近傍に配置した場合には、運転サイクルの初期において間隔調整板31が燃焼部の外側に配置される。炉心10の下端の近傍では、核分裂による熱が冷却材に伝達されていないために、冷却材の温度変化幅が小さくなる。このために、間隔調整板31を十分に膨張させることができない。本実施の形態のように、間隔調整板31を燃焼部の領域に配置することにより、冷却材の温度が比較的高い領域に間隔調整板31を配置することができる。この領域では、冷却材の温度変化幅が大きくなるために、間隔調整板31を大きく膨張させることができる。冷却材に関する温度係数をより負の値にすることができる。   For example, when the interval adjusting plate 31 is disposed in the vicinity of the lower end of the core 10, the interval adjusting plate 31 is disposed outside the combustion portion at the initial stage of the operation cycle. In the vicinity of the lower end of the core 10, since the heat generated by nuclear fission is not transferred to the coolant, the temperature change width of the coolant is reduced. For this reason, the space | interval adjustment board 31 cannot fully be expanded. As in the present embodiment, by arranging the interval adjusting plate 31 in the region of the combustion part, the interval adjusting plate 31 can be arranged in an area where the temperature of the coolant is relatively high. In this region, since the temperature change width of the coolant is increased, the interval adjusting plate 31 can be greatly expanded. The temperature coefficient for the coolant can be made more negative.

また、間隔調整板31を燃焼部の領域に配置することにより、冷却材の温度変化幅が大きくなるために、間隔調整板31の体積が変化する速度が速くなる。冷却材の温度変化に応答性良く追従して、燃料集合体21同士の間隔を大きくしたり小さくしたりすることができる。すなわち、冷却材の温度変化に対する反応度の応答速度を向上させることができる。   Further, by arranging the interval adjusting plate 31 in the region of the combustion part, the temperature change width of the coolant is increased, and thus the speed at which the volume of the interval adjusting plate 31 changes is increased. By following the temperature change of the coolant with good responsiveness, the interval between the fuel assemblies 21 can be increased or decreased. That is, the response speed of the reactivity with respect to the temperature change of the coolant can be improved.

更に、本実施の形態における間隔調整板31は、運転サイクルの初期において冷却材温度が炉心出口の冷却材温度に近い値になる炉心の軸方向の位置に配置されている。冷却材温度は、主に燃焼部の出力密度が高くなる領域において、炉心入口から炉心出口に向けて大きく上昇する。図9を参照して、炉心は、炉心入口から炉心出口に向かって冷却材の温度が上昇する高上昇率領域131と、高上昇率領域131よりも温度の上昇率が小さくなる低上昇率領域132とを有する。低上昇率領域132は、高上昇率領域131よりも下流に配置される。図9には、運転サイクルの初期の高上昇率領域131および低上昇率領域132が示されている。本実施の形態における間隔調整板31は、運転サイクルの初期において冷却材の温度上昇が緩やかになる低上昇率領域132に配置されている。この構成を採用することにより、運転サイクルの初期から末期にかけて、間隔調整板31を低上昇率領域132内に配置することができる。運転サイクルの期間中に燃焼部が移動しても、間隔調整板31における冷却材温度があまり変化せず、膨張量も変化しない。このため、燃料の燃焼に伴う実効中性子増倍率の変化を抑制することができて、理想的なCANDLE燃焼を実現できる。また、燃料の燃焼に伴う冷却材に関する温度係数の変化を小さくすることができる。   Further, the interval adjusting plate 31 in the present embodiment is arranged at a position in the axial direction of the core where the coolant temperature becomes a value close to the coolant temperature at the core outlet at the initial stage of the operation cycle. The coolant temperature rises greatly from the core inlet toward the core outlet mainly in the region where the power density of the combustion section is high. Referring to FIG. 9, the core includes a high increase rate region 131 in which the temperature of the coolant rises from the core inlet toward the core exit, and a low increase rate region in which the rate of temperature increase is smaller than that in the high increase rate region 131. 132. The low increase rate region 132 is disposed downstream of the high increase rate region 131. FIG. 9 shows a high increase rate region 131 and a low increase rate region 132 in the initial stage of the operation cycle. The interval adjusting plate 31 in the present embodiment is disposed in the low increase rate region 132 where the temperature rise of the coolant is moderate at the beginning of the operation cycle. By adopting this configuration, the interval adjusting plate 31 can be disposed in the low increase rate region 132 from the beginning to the end of the operation cycle. Even if the combustion section moves during the operation cycle, the coolant temperature in the interval adjusting plate 31 does not change so much and the expansion amount does not change. For this reason, the change of the effective neutron multiplication factor accompanying fuel combustion can be suppressed, and ideal CANDLE combustion can be implement | achieved. Moreover, the change of the temperature coefficient regarding the coolant accompanying fuel combustion can be reduced.

更に、間隔調整板31は、冷却材温度が炉心出口の冷却材温度に近い値になる範囲のうち、燃料集合体21同士の間隔が不変の集合体下端支持部材32に近い位置に配置することが好ましい。本実施の形態においては、炉心入口に近い位置に配置することが好ましい。たとえば、間隔調整板31は、運転サイクルの初期において低上昇率領域132の炉心入口側の端部に配置されることが好ましい。この構成により、間隔調整板31が膨張したときに燃料集合体同士の間隔を大きくすることができて、冷却材に関する温度係数をより負の値にすることができる。なお、間隔調整板31の位置は、この形態に限られず、たとえば、炉心出口に配置されていても構わない。   Further, the interval adjusting plate 31 is disposed at a position close to the assembly lower end support member 32 in which the interval between the fuel assemblies 21 remains unchanged in a range where the coolant temperature is close to the coolant temperature at the core outlet. Is preferred. In the present embodiment, it is preferable to arrange at a position close to the core inlet. For example, the interval adjusting plate 31 is preferably disposed at the end of the low increase rate region 132 on the core inlet side at the beginning of the operation cycle. With this configuration, when the interval adjusting plate 31 expands, the interval between the fuel assemblies can be increased, and the temperature coefficient related to the coolant can be set to a more negative value. In addition, the position of the space | interval adjustment plate 31 is not restricted to this form, For example, you may arrange | position at the core exit.

本実施の形態における炉心は、燃料集合体の下端が集合体下端支持部材により固定されているが、この形態に限られず、燃料集合体体の下端は、燃料集合体の上端と同様に、径方向に移動可能に支持されていても構わない。たとえば、集合体下端支持部材は、冷却材の温度に応じて熱膨張するように形成されていても構わない。燃料集合体の下端に配置される集合体下端支持部材は、間隔調整部材と同様の材質で形成されていても構わない。   In the core in the present embodiment, the lower end of the fuel assembly is fixed by the assembly lower end support member, but the present invention is not limited to this configuration, and the lower end of the fuel assembly has a diameter similar to the upper end of the fuel assembly. It may be supported so as to be movable in the direction. For example, the assembly lower end support member may be formed so as to thermally expand in accordance with the temperature of the coolant. The assembly lower end support member disposed at the lower end of the fuel assembly may be formed of the same material as the interval adjustment member.

本実施の形態において、間隔調整部材により間隔が調整される燃料体は燃料集合体を含むが、この形態に限られず、燃料体として燃料棒が採用されていても構わない。燃料棒を束にした燃料集合体が構成されておらずに、冷却材の流路が確保されるように燃料棒が直接的に間隔調整部材に支持されていても構わない。また、本実施の形態における間隔調整部材は、炉心に含まれる複数の燃料体のうち、全ての燃料体を支持するように形成されているが、この形態に限られず、一部の燃料体を支持するように形成されていても構わない。   In the present embodiment, the fuel body whose interval is adjusted by the interval adjusting member includes a fuel assembly, but is not limited to this form, and a fuel rod may be employed as the fuel body. The fuel assembly in which the fuel rods are bundled may not be configured, and the fuel rods may be directly supported by the interval adjusting member so as to ensure a coolant flow path. Further, the interval adjusting member in the present embodiment is formed so as to support all the fuel bodies among the plurality of fuel bodies included in the reactor core, but is not limited to this embodiment, and some fuel bodies are used. You may form so that it may support.

本実施の形態における間隔調整部材は、板状に形成されている間隔調整板を含むが、この形態に限られず、間隔調整部材は、互いに隣り合う燃料体同士の距離を温度に応じて調整するように形成されていれば構わない。たとえば、間隔調整部材は、線状に形成されたワイヤ等の部材を含んでいても構わない。または、間隔調整部材は、燃料集合体に取り付けられた熱膨張する塊状の部材であっても構わない。たとえば、間隔調整部材は、支持格子の外面に取り付けられた直方体状の部材を含み、燃料集合体が炉心に装荷されたときに、隣り合う燃料集合体の直方体状の部材同士が接触するように形成することができる。   Although the space | interval adjustment member in this Embodiment contains the space | interval adjustment plate currently formed in plate shape, it is not restricted to this form, A space | interval adjustment member adjusts the distance of mutually adjacent fuel bodies according to temperature. It does not matter as long as it is formed as described above. For example, the interval adjusting member may include a member such as a wire formed in a linear shape. Alternatively, the gap adjusting member may be a massive member that is thermally expanded and attached to the fuel assembly. For example, the interval adjusting member includes a rectangular parallelepiped member attached to the outer surface of the support grid so that the rectangular parallelepiped members of adjacent fuel assemblies come into contact with each other when the fuel assemblies are loaded on the core. Can be formed.

また、本実施の形態においては、炉心の軸方向の1箇所の位置に間隔調整板が配置されているが、この形態に限られず、複数の位置に間隔調整部材が配置されていても構わない。   Further, in the present embodiment, the interval adjusting plate is disposed at one position in the axial direction of the core, but the present invention is not limited to this configuration, and interval adjusting members may be disposed at a plurality of positions. .

本実施の形態における燃料は、炉心に装荷する新燃料として劣化ウランを例に取り上げて説明したが、この形態に限られず、天然ウランおよび劣化ウランのうち少なくとも一方を用いて、CANDLE燃焼を達成することができる。または、CANDLE燃焼を行なうことができる任意の高速中性子炉に、本発明を適用することができる。   The fuel in the present embodiment has been described by taking deteriorated uranium as an example of new fuel loaded in the core, but is not limited to this form, and at least one of natural uranium and deteriorated uranium is used to achieve CANDLE combustion. be able to. Alternatively, the present invention can be applied to any fast neutron reactor capable of performing CANDLE combustion.

本実施の形態においては、運転サイクルの初期において前サイクルの燃焼部を新燃料部の上側に配置したが、この形態に限られず、新燃料部は、炉心の軸方向のうち、燃焼部のいずれか一方の端部に配置することができる。さらには、燃焼部の両側に新燃料部が配置されていても構わない。   In the present embodiment, the combustion part of the previous cycle is arranged above the new fuel part at the beginning of the operation cycle, but the present invention is not limited to this form, and the new fuel part is one of the combustion parts in the axial direction of the core. It can be arranged at either end. Furthermore, new fuel portions may be disposed on both sides of the combustion portion.

また、本実施の形態においては、運転サイクルの初期の燃焼を開始する部分は、前サイクルの運転サイクルの末期において、炉心の下部に配置されている燃料を使用しているが、この形態に限られず、運転サイクルの初期における燃焼を開始する部分は、中性子を自発的に発生するように形成されていれば構わない。たとえば、所定の濃度のプルトニウムや濃縮ウランなどを含む燃料が配置されていても構わない。更には、外部から中性子が供給されることにより、燃焼が開始されても構わない。   Further, in the present embodiment, the portion that starts the initial combustion of the operation cycle uses the fuel disposed in the lower part of the core at the end of the operation cycle of the previous cycle. However, the portion that starts combustion at the early stage of the operation cycle may be formed so as to spontaneously generate neutrons. For example, a fuel containing a predetermined concentration of plutonium, enriched uranium, or the like may be disposed. Furthermore, combustion may be started by supplying neutrons from the outside.

また、本実施の形態における炉心は、炉心の軸方向が鉛直方向と平行になっているが、この形態に限られず、炉心の軸方向は水平方向と平行になっていても構わない。すなわち、本実施の形態における炉心を横置きにしても構わない。   In the core in the present embodiment, the axial direction of the core is parallel to the vertical direction, but the present invention is not limited to this, and the axial direction of the core may be parallel to the horizontal direction. That is, the core in the present embodiment may be placed horizontally.

本実施の形態においては、発電設備に用いられる原子炉の炉心を例に取り上げて説明したが、この形態に限られず、任意の設備の原子炉に本発明を適用することができる。たとえば、船舶等の動力源として本発明の原子炉を用いることができる。   In the present embodiment, the core of a nuclear reactor used for power generation equipment has been described as an example. However, the present invention is not limited to this embodiment, and the present invention can be applied to a nuclear reactor of any equipment. For example, the nuclear reactor of the present invention can be used as a power source for ships and the like.

上述のそれぞれの図において、同一または相当する部分には同一の符号を付している。なお、上記の実施の形態は例示であり発明を限定するものではない。また、実施の形態においては、特許請求の範囲に示される変更が含まれている。   In the respective drawings described above, the same or corresponding parts are denoted by the same reference numerals. In addition, said embodiment is an illustration and does not limit invention. In the embodiment, the change shown in a claim is included.

1 原子炉
10 炉心
11 新燃料部
12 燃焼部
13 燃焼が進んだ部分
21 燃料集合体
22 燃料棒
25a,25b 支持格子
31 間隔調整板
31a 穴部
32 集合体下端支持部材
131 高上昇率領域
132 低上昇率領域
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 Reactor 10 Core 11 New fuel part 12 Combustion part 13 The part which combustion advanced 21 Fuel assembly 22 Fuel rod 25a, 25b Support grid 31 Space | interval adjustment plate 31a Hole part 32 Assembly lower end support member 131 High rise rate area 132 Low Rate of increase area

Claims (4)

新燃料が装荷されている新燃料部と、新燃料部の一方の側に配置され、中性子を発生して燃料が燃焼する燃焼部とを備え、新燃料は天然ウランおよび劣化ウランのうち少なくとも一方のウランを含み、ウランが中性子を吸収して生成されたプルトニウムが核分裂することにより出力を発生し、運転サイクルの初期から末期にかけて、燃焼部がほぼ一定の形状を保ちながら新燃料部に向かう方向に移動する原子炉の炉心であって、
燃料棒または燃料集合体を含む燃料体と、
運転サイクルの初期に燃焼部に含まれる領域に配置され、複数の燃料体同士を互いに支持し、燃料体同士の間隔を定める間隔調整部材とを備え、
間隔調整部材は、温度が上昇すると膨張する材質で形成されており、
炉心の冷却材の温度が上昇したときに間隔調整部材が膨張し、燃料体同士の間隔が大きくなることを特徴とする、原子炉の炉心。
A new fuel part loaded with a new fuel and a combustion part disposed on one side of the new fuel part and generating neutrons to burn the fuel, the new fuel being at least one of natural uranium and degraded uranium The pulmonary plutonium produced by uranium absorption of neutrons generates fission and generates output, and the direction of the combustion part heads toward the new fuel part while maintaining a nearly constant shape from the beginning to the end of the operating cycle. A nuclear reactor core moving to
A fuel body including a fuel rod or fuel assembly;
An interval adjusting member disposed in a region included in the combustion portion at an early stage of the operation cycle, supporting a plurality of fuel bodies, and determining an interval between the fuel bodies;
The spacing adjustment member is made of a material that expands when the temperature rises,
A reactor core characterized in that when the temperature of the coolant in the core rises, the interval adjusting member expands to increase the interval between fuel bodies.
炉心入口から炉心出口に向かって冷却材の温度が上昇する高上昇率領域と、高上昇率領域よりも下流に配置され、高上昇率領域よりも温度の上昇率が小さくなる低上昇率領域とを有し、
間隔調整部材は、運転サイクルの初期において低上昇率領域に配置されていることを特徴とする、請求項1に記載の原子炉の炉心。
A high increase rate region in which the temperature of the coolant increases from the core inlet toward the core outlet, and a low increase rate region that is disposed downstream of the high increase rate region and has a lower temperature increase rate than the high increase rate region; Have
The core of a nuclear reactor according to claim 1, wherein the interval adjusting member is disposed in a low increase rate region in an initial stage of an operation cycle.
間隔調整部材は、穴部を有する間隔調整板を含み、
複数の燃料体は、穴部に支持されていることを特徴とする、請求項1または2に記載の原子炉の炉心。
The interval adjusting member includes an interval adjusting plate having a hole,
The nuclear reactor core according to claim 1, wherein the plurality of fuel bodies are supported by the hole portions.
請求項1から3のいずれか一項に記載の原子炉の炉心と、
炉心が内部に配置されている原子炉容器とを備える、原子炉。
The core of the nuclear reactor according to any one of claims 1 to 3,
A nuclear reactor comprising a nuclear reactor vessel having a core disposed therein.
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