JP2018072230A - 沸騰水型原子炉の炉心 - Google Patents

Abstract

【課題】廃炉前の運転サイクルで、新燃料集合体を装荷することなく運転可能とし得る沸騰水型原子炉の炉心を提供する。【解決手段】複数体の燃料集合体を正方格子状に装荷する沸騰水型原子炉の炉心１２は、燃料交換時において、燃料交換前の炉心に装荷されている最も装荷期間の短い燃料集合体より装荷期間の短い燃料集合体を燃料交換後の炉心１２に装荷せず、燃料交換後の炉心１２に装荷される燃料集合体のうち、最も装荷期間の短い燃料集合体に対し、炉心横断面内において横に隣接及び縦に隣接する燃料集合体の炉内滞在サイクル数と斜めに隣接する燃料集合体の炉内滞在サイクル数に基づき、新燃料集合体を炉心１２に装荷することなく、炉心１２に装荷される複数体の燃料集合体の配置位置を変更する。【選択図】 図１

Description

本発明は、沸騰水型原子炉の炉心に係り、特に、廃炉前の沸騰水型原子炉の炉心に関する。

沸騰水型原子炉は，原子炉圧力容器内に設けられた炉心に複数の燃料集合体を正方格子状に配列して装荷している。炉心に装荷された燃料集合体は、一定期間炉心に滞在し、所定の燃焼度に達した後に炉外に取り出され、新しい燃料集合体と交換される。
従来の炉心は、炉心最外周に最大炉内滞在サイクル数の燃料集合体を装荷し、炉心最外周より内側では、新燃料集合体や最大炉内滞在サイクル数の燃料集合体を含む炉内滞在サイクル数が異なる燃料集合体を分散させて装荷し、炉心を運転するのが一般的である。
従来の炉心の沸騰水型原子炉の運転方法では、沸騰水型原子炉を廃炉とする場合、廃炉前の燃料交換時に新たに装荷された燃料集合体は通常の運転時よりも炉内滞在サイクル数が短く未反応の核分裂性ウランが大量に残存し、発電量に対する燃料コストが高くなるという問題がある。

例えば、特許文献１には、４バッチ炉心の燃料コストの試算がされおり、廃炉前の３サイクルでは燃料コストが大幅に悪化し、特に、廃炉直前のサイクルでは２倍以上となることが示されている。そこで、特許文献１では、廃炉直前の最終燃料交換時に、通常使用される燃料集合体よりもウラン金属量の少ない燃料集合体を装荷することで燃料コストの悪化を緩和する方法を開示している。具体的には、廃炉直前の沸騰水型原子炉において、燃料コストの悪化を緩和するため、廃炉に先立つ最終燃料交換時に、水棒（ウォーターロッド）の配置本数を増加させた燃料集合体を炉心に装荷する構成が開示されている。また、水棒（ウォーターロッド）の配置本数を増加することに代えて、燃料ペレットを充填しない燃料棒を配置する燃料集合体、または、燃料棒を細径化した燃料集合体を装荷する構成が記載されている。

特開昭６２−３０９９３号公報

原子力発電プラントは、設備の高経年化などにより寿命を迎え廃炉される。このとき、廃炉前の最終運転サイクルで、従来の運転サイクルと同様に新燃料集合体を加えて運転することは、燃料コストの負担、放射性廃棄物の増加、取出燃料の臨界管理リスクの増大が懸念される。しかしながら、特許文献１に記載される構成では、通常使用される燃料集合体よりもウラン金属量の少ない新燃料集合体を装荷する構成であるため、燃料コストの悪化を緩和可能であるものの、新燃料集合体を新たに炉心に装荷する構成である以上、燃料コストの負担、放射性廃棄物の増加と、取出燃料体数の増大による臨界管理リスクの増大の懸念を解消する点において充分とは言えない。
そこで、本発明は、廃炉前の運転サイクルで、新燃料集合体を装荷することなく運転可能とし得る沸騰水型原子炉の炉心を提供する。

上記課題を解決するため、本発明に係る沸騰水型原子炉の炉心は、複数体の燃料集合体を正方格子状に装荷する沸騰水型原子炉の炉心であって、燃料交換時において、燃料交換前の炉心に装荷されている最も装荷期間の短い燃料集合体より装荷期間の短い燃料集合体を燃料交換後の炉心に装荷せず、前記燃料交換後の炉心に装荷される燃料集合体のうち、最も装荷期間の短い燃料集合体に対し、横に隣接及び縦に隣接する燃料集合体の炉内滞在サイクル数と斜めに隣接する燃料集合体の炉内滞在サイクル数を用いて以下の式（１）で表されるパラメータＸが０．８以上１．０以下となるように前記複数体の燃料集合体を装荷することを特徴とする。
Ｘ＝Ｔａ／Ｔｂ ・・・（１）
但し、
Ｔａ：燃料交換を行った場合のＴ、
Ｔｂ：燃料交換を行わない場合のＴ、
Ｔ ：内側炉心領域に装荷されている最も装荷期間の短い燃料集合体のｔの平均値、
ｔ ：（ΣＴｓ＋０．５×ΣＴｘ）／（４＋０．５×４）、
Ｔｓ：炉心横断面内において、最も装荷期間の短い燃料集合体に横に隣接及び縦に隣接する燃料集合体の炉内滞在サイクル数、
Ｔｘ：炉心横断面内において、最も装荷期間の短い燃料集合体に斜め隣接する燃料集合体の炉内滞在サイクル数。

本発明によれば、廃炉前の運転サイクルで、新燃料集合体を装荷することなく運転可能とし得る沸騰水型原子炉の炉心を提供することが可能となる。
上記した以外の課題、構成及び効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。

本発明の一実施例に係る実施例１の沸騰水型原子炉の炉心の横断面であって、１／４炉心の燃料配置図である。 図１に示す燃料配置における内側炉心領域のｔを示す図である。 新燃料集合体を装荷する運転サイクルの沸騰水型原子炉の平衡炉心の横断面図であって、１／４炉心の燃料配置図である。 図３に示す燃料配置における内側炉心領域のｔを示す図である。 本発明の他の実施例に係る実施例２の沸騰水型原子炉の炉心の横断面であって、１／４炉心の燃料配置図である。 図５に示す燃料配置における内側炉心領域のｔを示す図である。 最も装荷期間の短い燃料集合体に隣接する燃料集合体の炉心滞在期間で表現されるパラメータＸ（Ｔａ／Ｔｂ）と余剰反応度の関係を示す図である。 最も装荷期間の短い燃料集合体に隣接する燃料集合体の炉心滞在期間で表現されるパラメータＸ（Ｔａ／Ｔｂ）と出力ピーキングの関係を示す図である。 本発明の他の実施例に係る実施例３の沸騰水型原子炉の炉心の横断面であって、１／４炉心の燃料配置図である。 図９に示す燃料配置における内側炉心領域のｔを示す図である。 本発明の一実施形態に係る沸騰水型原子炉の全体概略構成図である。

本明細書において、沸騰水型原子炉とは、再循環ポンプを備え減速材としての冷却水を原子炉圧力容器外へ通流し再び原子炉圧力容器内のダウンカマへ流入させることで冷却水を循環させる通常の沸騰水型原子炉（Ｂｏｉｌｉｎｇ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ：ＢＷＲ）、及び、再循環ポンプに替えてインターナルポンプを備え、冷却材を原子炉圧力容器内で循環させる改良型沸騰水型原子炉（Ａｄｖａｎｃｅｄ Ｂｏｉｌｉｎｇ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ：ＡＢＷＲ）を含む。なお、冷却材として、例えば、水、純水、重水あるいはホウ酸水等が用いられる。以下では、冷却材を冷却水と称し、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）へ本発明に係る炉心を適用した場合を一例として説明する。

図１１は、本発明の一実施形態に係る沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の全体概略構成図である。図１１に示すように、後述する本発明に係る炉心に装荷される燃料集合体の燃料配置が適用される沸騰水型原子炉１０は、原子炉圧力容器１１内に円筒状の炉心シュラウド１６が設けられ、炉心シュラウド１６内に、複数体の燃料集合体が装荷された炉心１２が設置されている。また，原子炉圧力容器１１内には、炉心１２を覆うシュラウドヘッド２０、シュラウドヘッド２０に取り付けられ上方へと延伸する気水分離器１８、及び気水分離器１８の上方に配される蒸気乾燥器１９が設けられている。
上部格子板１４が、シュラウドヘッド２０の下方で炉心シュラウド１６内に配され、炉心シュラウド１６に取り付けられて炉心１２の上端部に位置している。炉心支持板１３が、炉心１２の下端部に位置して炉心シュラウド１６内に配され、炉心シュラウド１６に設置されている。また、複数の燃料支持金具１５が炉心支持板１３に設置されている。

また、原子炉圧力容器１１内には、燃料集合体の核反応を制御するため、炉心１２へ複数の横断面十字状の制御棒（図示せず）を挿入可能とする制御棒案内管２２が設けられている。原子炉圧力容器１１の底部である下鏡２４より下方に設置された制御棒駆動機構ハウジング（図示せず）内に制御棒駆動機構２３を備え、制御棒（図示せず）は制御棒駆動機構２３に連結されている。
円筒状の炉心シュラウド１６と原子炉圧力容器１１の内面との間に、環状のダウンカマ１７が形成されている。ダウンカマ１７内にジェットポンプ２１が設置されている。原子炉圧力容器１１に設けられる再循環系は、再循環系配管２７及び再循環系配管２７に接続された再循環ポンプ２８を有する。ジェットポンプ２１から吐出された冷却水は、下部プレナム２９を経て炉心１２に供給される。冷却水は、炉心１２を通過する際に加熱されて水および蒸気を含む気液二相流となる。気水分離器１８は気液二相流を蒸気と水に分離する。分離された蒸気は、更に蒸気乾燥器１９で湿分を除去されて主蒸気配管２５に導かれる。この蒸気は、蒸気タービン（図示せず）に導かれ、蒸気タービンを回転させる。蒸気タービンに連結された発電機（図示せず）が回転し、電力が発生する。蒸気タービンから排出された蒸気は、復水器（図示せず）で凝縮されて水となる。この凝縮水は、給水として給水配管２６により原子炉圧力容器１１内に供給される。気水分離器１８および蒸気乾燥器１９で分離された水は、落下して冷却水としてダウンカマ１７内に達する。このように、ジェットポンプ２１、再循環系配管２７、及び再循環系配管２７に接続された再循環ポンプ２８からなる再循環系は、炉心１２で発生する熱を効率良く冷却するため、冷却水を炉心１２へ強制循環させる。

従来型の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の運転方法では、サイクル末期において炉心の余剰反応度がゼロとなるように、新燃料集合体の体数と炉内の燃料配置（燃料集合体の炉心への装荷位置）は決められている。また、新燃料集合体に混入されている可燃性毒物、例えばガドリニア（Ｇｄ）などは、１サイクルの運転で燃え尽きるようにその量が決められているため、炉心のサイクル末期において炉心に装荷されている燃料集合体の無限増倍率は燃焼度に対して単調に減少する。すなわち、燃料集合体の無限増倍率は炉内滞在サイクル数に比例する。新燃料集合体を装荷することなく、余剰反応度を確保するためには、炉心に装荷されている燃料集合体のうち、炉内滞在サイクル数の短い燃料集合体を中性子インポータンスの高い、炉心横断面積の約半分の面積となる、炉心外接円半径（炉心最外周に装荷される燃料集合体に外接する外接円の半径）の７０％の円の内側である内側炉心領域に集めることが望ましい。

発明者らは、さらに検討を重ねた結果、以下の式（１）にて表されるパラメータＸで定まる炉心の燃料装荷の条件を見出した。
Ｘ＝Ｔａ／Ｔｂ ・・・（１）
Ｔａ：燃料交換を行った場合のＴ、
Ｔｂ：燃料交換を行わない場合のＴ、
Ｔ：内側炉心領域に装荷されている最も装荷期間の短い燃料集合体のｔの平均値、
ｔ：（ΣＴｓ＋０．５×ΣＴｘ）／（４＋０．５×４）
Ｔｓ＝炉心横断面内において、最も装荷期間の短い燃料集合体に横に隣接及び縦に隣接する燃料集合体の炉内滞在サイクル数、
Ｔｘ＝炉心横断面内において、最も装荷期間の短い燃料集合体に斜め隣接する燃料集合体の炉内滞在サイクル数、
Ｔとは、ある燃料配置において、最も反応度が高い最も装荷期間が短い燃料集合体に、炉心横断面内において、横に隣接及び縦に隣接並びに斜め隣接している燃料集合体の炉内滞在サイクル数の加重平均を取った値であり、装荷期間が短い燃料集合体が炉心内に集中して装荷されているかの程度を示す指標となる。なお、ここで、炉心横断面内において横に隣接及び縦に隣接するとは、換言すれば、燃料集合体を構成する横断面正方形状のチャンネルボックスの４つの側面に隣接することを意味する。
装荷期間が短い燃料集合体が集中して装荷されていると余剰反応度の利得は大きくなるが、出力ピーキングが厳しくなる。パラメータＸは、燃料交換を行った場合のＴ（Ｔａ）と燃料交換を行わない場合のＴ（Ｔｂ）の比であり、燃料交換によって、どの程度、装荷期間が短い燃料集合体が炉心内側領域に装荷されることとなったかの程度を示す指標となる。

図７は、最も装荷期間の短い燃料集合体に隣接する燃料集合体の炉心滞在期間で表現されるパラメータＸ（Ｔａ／Ｔｂ）と余剰反応度の関係を示す図であり、図８は、最も装荷期間の短い燃料集合体に隣接する燃料集合体の炉心滞在期間で表現されるパラメータＸ（Ｔａ／Ｔｂ）と出力ピーキングの関係を示す図である。図７に示すように、パラメータＸ（Ｔａ／Ｔｂ）が１．０以下であれば、余剰反応度の利得を得ることができる。パラメータＸ（Ｔａ／Ｔｂ）を可能な限り下げると、余剰反応度の利得を得ることができる反面、出力ピーキングが厳しくなる。図８に示すとおり、パラメータＸ（Ｔａ／Ｔｂ）が０．８を下回ると出力ピーキングが安全上の制限を越えてしまい安全に運転することができなくなる。以上から、パラメータＸ（Ｔａ／Ｔｂ）を０．８以上１．０以下とすることが好ましい事がわかる。更に図７に示すように、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の出力を下げることにより、余剰反応度を得るコーストダウン運転よりも大きな余剰反応度の利得効果を得ることができるため、パラメータＸ（Ｔａ／Ｔｂ）を０．９以下とすることが望ましい。
以上の検討結果を反映した、本発明の実施例を以下に図面を用いて説明する。

図１は、本発明の一実施例に係る実施例１の沸騰水型原子炉の炉心１２の横断面であって、１／４炉心の燃料配置図であり、図２は、図１に示す燃料配置における内側炉心領域のｔを示す図である。また、図３は、新燃料集合体を装荷する運転サイクルの沸騰水型原子炉の平衡炉心の横断面図であって、１／４炉心の燃料配置図であり、図４は、図３に示す燃料配置における内側炉心領域のｔを示す図である。説明の便宜上、図１から図４に示す１／４炉心に座標軸（Ｘ軸、Ｙ軸）を付している。
先ず、図１と図３の関係について説明する。炉心１２に新燃料集合体（１サイクル目燃料集合体）が装荷された図３の平衡炉心である炉心１２（１／４炉心）の燃料配置において、１サイクル運転後（１サイクル燃焼後）に、炉心１２より燃料集合体を取り出し炉心外から新燃料集合体を装荷することなく、すなわち、炉心１２に装荷される複数体の燃料集合体の配置位置のみを変更することで、燃料交換を行った後の炉心１２の燃料配置が図１に示す燃料配置となる。従って、図２に示す１／４炉心に装荷される燃料集合体は炉心１２に装荷される複数体の燃料集合体の配置位置のみを変更することで、燃料交換を行った後の内側炉心領域に装荷される燃料集合体毎のｔの値を示している。ここで、内側炉心領域とは、図２において一点鎖線にて囲まれた領域であり、炉心外接円半径（炉心１２の最外周に装荷される燃料集合体に外接する外接円の半径）の７０％の円の内側の領域である。また、炉心外接円半径の７０％の円の外側を外側炉心領域とする。

また、図１及び図３において、炉心１２に装荷される各燃料集合体に付された番号は、燃料集合体の炉内滞在サイクル数を表している。例えば、図３において、座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体には、新たに炉心１２に装荷された新燃料集合体（１サイクル目燃料集合体）であることを示す「１」を付している。また、同様に、座標（８，９）の位置に装荷されている燃料集合体は、１サイクル燃焼後（１サイクル運転後）の燃料集合体（２サイクル目燃料集合体）であることを示す「２」を、座標（９，８）の位置に装荷されている燃料集合体は、３サイクル燃焼後（３サイクル運転後）の燃料集合体（３サイクル目燃料集合体）であることを示す「３」を付している。同様に、４サイクル燃焼後（４サイクル運転後）の燃料集合体には、４サイクル目燃料集合体を示す「４」を、５サイクル燃焼後（５サイクル運転後）の燃料集合体には、５サイクル目燃料集合体を示す「５」を付している。
なお、上述のように、図１においては、図３に示す平衡炉心である炉心１２（１／４炉心）の燃料配置において、１サイクル運転後（１サイクル燃焼後）に、炉心１２より燃料集合体を取り出し炉心外から新燃料集合体を装荷することなく、炉心１２に装荷される複数体の燃料集合体の配置位置のみを変更することで、燃料交換を行った後の炉心１２の燃料配置であることから、２サイクル目燃料集合体から６サイクル目燃料集合体であることを示す「２」から「６」が各燃料集合体に付されている。

図３に示す沸騰水型原子炉の炉心１２は、所定の期間運転（１サイクル運転）された後の燃料交換時において、新たに新燃料集合体を装荷することなく、図１に示す沸騰水型原子炉の炉心１２の燃料配置となるよう、炉心１２内に装荷されている燃料集合体の配置位置のみを変更する。次に、図２において、内側炉心領域に装荷される燃料集合体の「ｔ」の値について説明する。一例として、座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体の「ｔ」の値は、以下のように求まる。
図１において、２サイクル目燃料集合体である座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体に横に隣接する燃料集合体は、座標（８，１０）の位置に装荷されている５サイクル目燃料集合体と座標（１０，１０）の位置に装荷されている４サイクル目燃料集合体である。また、２サイクル目燃料集合体である座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体に縦に隣接する燃料集合体は、座標（９，９）の位置に装荷されている４サイクル目燃料集合体と座標（９，１１）の位置に装荷されている４サイクル目燃料集合体である。
また、２サイクル目燃料集合体である座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体に斜め隣接する燃料集合体は、座標（８，９）の位置に装荷されている３サイクル目燃料集合体、座標（１０，９）の位置に装荷されている２サイクル目燃料集合体、座標（８，１１）の位置装荷されている３サイクル目燃料集合体、及び座標（１０，１１）の位置に装荷されている３サイクル目燃料集合体である。
従って、上述の式（１）におけるΣＴｓ及びΣＴｘは、それぞれ
ΣＴｓ＝５（８，１０）＋４（１０，１０）＋４（９，９）＋４（９，１１）
＝１７
ΣＴｘ＝３（８，９）＋２（１０，９）＋３（８，１１）＋３（１０，１１）
＝１１ となる。
ｔ＝（ΣＴｓ＋０．５×ΣＴｘ）／（４＋０．５×４）＝（１７＋０．５×１１）／６
＝３．７５となり、
図２に示される座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体の「ｔ」の値は、「３．８」となる。内側炉心領域に装荷されている他の２サイクル目燃料集合体（最も装荷期間の短い燃料集合体）についても同様に求まり、図２に示す通りとなる。
また、図２において、炉心１２（１／４炉心）における内側炉心領域に装荷されている２サイクル目燃料集合体の体数は２４体であり、図２に示される内側炉心領域に装荷されている最も装荷期間の短い燃料集合体の「ｔ」の平均値：Σｔ／２４＝３．８７０＝３．９であり、Ｔａ＝３.９となる。

一方、図４において、内側炉心領域に装荷される燃料集合体の「ｔ」の値について説明する。一例として、座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体の「ｔ」の値は、以下のように求まる。
図３において、１サイクル目燃料集合体である座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体に横に隣接する燃料集合体は、座標（８，１０）の位置に装荷されている４サイクル目燃料集合体と座標（１０，１０）の位置に装荷されている３サイクル目燃料集合体である。また、１サイクル目燃料集合体である座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体に縦に隣接する燃料集合体は、座標（９，９）の位置に装荷されている３サイクル目燃料集合体と座標（９，１１）の位置に装荷されている３サイクル目燃料集合体である。
また、１サイクル目燃料集合体である座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体に斜め隣接する燃料集合体は、座標（８，９）の位置に装荷されている２サイクル目燃料集合体、座標（１０，９）の位置に装荷されている１サイクル目燃料集合体、座標（８，１１）の位置装荷されている２サイクル目燃料集合体、及び座標（１０，１１）の位置に装荷されている２サイクル目燃料集合体である。
従って、上述の式（１）におけるΣＴｓ及びΣＴｘは、それぞれ
ΣＴｓ＝４（８，１０）＋３（１０，１０）＋３（９，９）＋３（９，１１）
＝１３
ΣＴｘ＝２（８，９）＋１（１０，９）＋２（８，１１）＋２（１０，１１）
＝７ となる。
ｔ＝（ΣＴｓ＋０．５×ΣＴｘ）／（４＋０．５×４）＝（１３＋０．５×７）／６
＝２．７５となり、
図４に示される座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体の「ｔ」の値は、「２．８」となる。内側炉心領域に装荷されている他の１サイクル目燃料集合体（最も装荷期間の短い燃料集合体）についても同様に求まり、図４に示す通りとなる。
また、図４において、炉心１２（１／４炉心）における内側炉心領域に装荷されている１サイクル目燃料集合体の体数は２４体であり、図４に示される内側炉心領域に装荷されている最も装荷期間の短い燃料集合体の「ｔ」の平均値：Σｔ／２４＝３．０２５＝３．０であり、Ｔｂ＝４.０（図４に示す「ｔ」の平均値＋１）となる。ここで、図４に示す「ｔ」の平均値＋１をＴｂとする理由について説明する。図４に示される内側炉心領域に装荷されている各燃料集合体の「ｔ」の値は、図３に示す炉心１２の内側炉心領域に装荷されている燃料集合体の「ｔ」の値、すなわち、燃焼前の図３に示す「ｔ」の値である。よって、図４に示す燃料配置の状態で燃料交換することなく１サイクル運転終了（１サイクル燃焼）後は、各燃料集合体のサイクル数は１だけ加算されることになることから、図４に示す「ｔ」の平均値に１を加算した値が、燃料交換を行わなかった場合のＴ、すなわちＴｂとなる。

本実施例ではＴａ＝３．９（図２の「ｔ」の平均値）、Ｔｂ＝４．０（図４の「ｔ」の平均値＋１）であるため、Ｘ＝０．９８であり、０．８以上１．０以下を満たしている。すなわち、本実施例では、図３に示す平衡炉心の燃料配置から、１サイクル運転後（１サイクル燃焼後）に、炉心１２より燃料集合体を取り出し炉心外から新燃料集合体を装荷することなく、炉心１２に装荷される複数体の燃料集合体の配置位置のみを変更することで、燃料交換を行う構成とすることで、新燃料集合体の装荷無しで、炉心に余剰反応度を確保して炉心を運転することができる。

以上の通り本実施例によれば、廃炉前の運転サイクルで、新燃料集合体を装荷することなく運転可能とし得る沸騰水型原子炉の炉心を実現できる。
また、本実施例によれば、廃炉前の運転サイクルで、新燃料集合体を装荷することなく、炉心に余剰反応度を確保して炉心を運転することが可能となる。

図５は、本発明の他の実施例に係る実施例２の沸騰水型原子炉の炉心１２の横断面であって、１／４炉心の燃料配置図であり、図６は、図５に示す燃料配置における内側炉心領域のｔを示す図である。本実施例では、上述の図３の平衡炉心である炉心１２（１／４炉心）の燃料配置において、１サイクル運転後（１サイクル燃焼後）に、炉心１２より燃料集合体を取り出し炉心外から新燃料集合体を装荷することなく、炉心１２に装荷される複数体の燃料集合体の配置位置のみを変更することで、特に、内側炉心領域に炉心１２内装荷期間の短い燃料集合体を装荷し、炉心１２内装荷期間の長い燃料集合体を外側炉心領域に装荷する構成とした点が実施例１と異なる。その他は、実施例１と同様である。

図５においては、上述の図３に示す平衡炉心である炉心１２（１／４炉心）の燃料配置において、１サイクル運転後（１サイクル燃焼後）に、炉心１２より燃料集合体を取り出し炉心外から新燃料集合体を装荷することなく、炉心１２に装荷される複数体の燃料集合体の配置位置のみを変更することで、燃料交換を行った後の炉心１２の燃料配置であることから、２サイクル目燃料集合体から６サイクル目燃料集合体であることを示す「２」から「６」が各燃料集合体に付されている。

図３に示す沸騰水型原子炉の炉心１２は、所定の期間運転（１サイクル運転）された後の燃料交換時において、新たに新燃料集合体を装荷することなく、図５に示す沸騰水型原子炉の炉心１２の燃料配置となるよう、炉心１２内に装荷されている燃料集合体の配置位置のみを変更する。次に、図６において、内側炉心領域に装荷される燃料集合体の「ｔ」の値について説明する。一例として、座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体の「ｔ」の値は、以下のように求まる。
図５において、２サイクル目燃料集合体である座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体に横に隣接する燃料集合体は、座標（８，１０）の位置に装荷されている４サイクル目燃料集合体と座標（１０，１０）の位置に装荷されている４サイクル目燃料集合体である。また、２サイクル目燃料集合体である座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体に縦に隣接する燃料集合体は、座標（９，９）の位置に装荷されている４サイクル目燃料集合体と座標（９，１１）の位置に装荷されている４サイクル目燃料集合体である。
また、２サイクル目燃料集合体である座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体に斜め隣接する燃料集合体は、座標（８，９）の位置に装荷されている３サイクル目燃料集合体、座標（１０，９）の位置に装荷されている２サイクル目燃料集合体、座標（８，１１）の位置装荷されている３サイクル目燃料集合体、及び座標（１０，１１）の位置に装荷されている３サイクル目燃料集合体である。
従って、上述の式（１）におけるΣＴｓ及びΣＴｘは、それぞれ
ΣＴｓ＝４（８，１０）＋４（１０，１０）＋４（９，９）＋４（９，１１）
＝１６
ΣＴｘ＝３（８，９）＋２（１０，９）＋３（８，１１）＋３（１０，１１）
＝１１ となる。
ｔ＝（ΣＴｓ＋０．５×ΣＴｘ）／（４＋０．５×４）＝（１６＋０．５×１１）／６
＝３．５８となり、
図６に示される座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体の「ｔ」の値は、「３．６」となる。内側炉心領域に装荷されている他の２サイクル目燃料集合体（最も装荷期間の短い燃料集合体）についても同様に求まり、図６に示す通りとなる。
また、図６において、炉心１２（１／４炉心）における内側炉心領域に装荷されている２サイクル目燃料集合体の体数は２４体であり、図６に示される内側炉心領域に装荷されている最も装荷期間の短い燃料集合体の「ｔ」の平均値：Σｔ／２４＝３．２５＝３．３であり、Ｔａ＝３.３となる。

一方、図４において、内側炉心領域に装荷される燃料集合体の「ｔ」の値について説明する。一例として、座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体の「ｔ」の値は、以下のように求まる。
図３において、１サイクル目燃料集合体である座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体に横に隣接する燃料集合体は、座標（８，１０）の位置に装荷されている４サイクル目燃料集合体と座標（１０，１０）の位置に装荷されている３サイクル目燃料集合体である。また、１サイクル目燃料集合体である座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体に縦に隣接する燃料集合体は、座標（９，９）の位置に装荷されている３サイクル目燃料集合体と座標（９，１１）の位置に装荷されている３サイクル目燃料集合体である。
また、１サイクル目燃料集合体である座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体に斜め隣接する燃料集合体は、座標（８，９）の位置に装荷されている２サイクル目燃料集合体、座標（１０，９）の位置に装荷されている１サイクル目燃料集合体、座標（８，１１）の位置装荷されている２サイクル目燃料集合体、及び座標（１０，１１）の位置に装荷されている２サイクル目燃料集合体である。
従って、上述の式（１）におけるΣＴｓ及びΣＴｘは、それぞれ
ΣＴｓ＝４（８，１０）＋３（１０，１０）＋３（９，９）＋３（９，１１）
＝１３
ΣＴｘ＝２（８，９）＋１（１０，９）＋２（８，１１）＋２（１０，１１）
＝７ となる。
ｔ＝（ΣＴｓ＋０．５×ΣＴｘ）／（４＋０．５×４）＝（１３＋０．５×７）／６
＝２．７５となり、
図４に示される座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体の「ｔ」の値は、「２．８」となる。内側炉心領域に装荷されている他の１サイクル目燃料集合体（最も装荷期間の短い燃料集合体）についても同様に求まり、図４に示す通りとなる。
また、図４において、炉心１２（１／４炉心）における内側炉心領域に装荷されている１サイクル目燃料集合体の体数は２４体であり、図４に示される内側炉心領域に装荷されている最も装荷期間の短い燃料集合体の「ｔ」の平均値：Σｔ／２４＝３．０２５＝３．０であり、Ｔｂ＝４.０（図４に示す「ｔ」の平均値＋１）となる。

本実施例ではＴａ＝３．３（図６の「ｔ」の平均値）、Ｔｂ＝４．０（図４の「ｔ」の平均値＋１）であるため、Ｘ＝０．８３であり、０．８以上０．９以下を満たしている。すなわち、本実施例では、図３に示す平衡炉心の燃料配置から、１サイクル運転後（１サイクル燃焼後）に、炉心１２より燃料集合体を取り出し炉心外から新燃料集合体を装荷することなく、炉心１２に装荷される複数体の燃料集合体の配置位置のみを変更することで、特に、内側炉心領域に炉心１２内装荷期間の短い燃料集合体を装荷し、炉心１２内装荷期間の長い燃料集合体を外側炉心領域に装荷する燃料交換を行う構成とすることで、新燃料の装荷無しで、図７に示したようにコーストダウン運転よりも大きな余剰反応度の利得効果を得ることが可能となり、実施例１よりも長期の間、炉心に余剰反応度を確保して炉心を運転することができる。

以上の通り本実施例によれば、実施例１の効果に加え、更に長期間にわたり炉心に余剰反応度を確保して炉心を運転することが可能となる。

図９は、本発明の他の実施例に係る実施例３の沸騰水型原子炉の炉心１２の横断面であって、１／４炉心の燃料配置図であり、図１０は、図９に示す燃料配置における内側炉心領域のｔを示す図である。本実施例では、上述の図３の平衡炉心である炉心１２（１／４炉心）の燃料配置において、１サイクル運転後（１サイクル燃焼後）に、炉心１２より燃料集合体を取り出し炉心外から新燃料集合体を装荷することなく、炉心１２に装荷される複数体の燃料集合体の配置位置のみを変更することで、特に、内側炉心領域に炉心１２内装荷期間の短い燃料集合体を装荷し、炉心１２内装荷期間の長い燃料集合体を外側炉心領域に装荷し上述の実施例２の図５示した燃料配置とした後、更に、もう１サイクル運転後（１サイクル燃焼後）に、炉心１２より燃料集合体を取り出し炉心外から新燃料集合体を装荷することなく、炉心１２に装荷される複数体の燃料集合体の配置位置のみを変更することで、特に、内側炉心領域に炉心１２内装荷期間の短い燃料集合体を装荷する構成とした点が実施例１と異なる。

本実施例では、上述の図３に示す沸騰水型原子炉の炉心１２は、所定の期間運転（１サイクル運転）された後の燃料交換時において、新たに新燃料集合体を装荷することなく、図５に示す沸騰水型原子炉の炉心１２の燃料配置となるよう、炉心１２内に装荷されている燃料集合体の配置位置のみを変更した後、更にもう１サイクル運転後（１サイクル燃焼後）において、新たに新燃料集合体を装荷することなく、図９に示す沸騰水型原子炉の炉心１２の燃料配置となるよう、炉心１２内に装荷されている燃料集合体の配置位置のみを変更する。次に、図１０において、内側炉心領域に装荷される燃料集合体の「ｔ」の値について説明する。一例として、座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体の「ｔ」の値は、以下のように求まる。
図９において、３サイクル目燃料集合体である座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体に横に隣接する燃料集合体は、座標（８，１０）の位置に装荷されている４サイクル目燃料集合体と座標（１０，１０）の位置に装荷されている４サイクル目燃料集合体である。また、２サイクル目燃料集合体である座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体に縦に隣接する燃料集合体は、座標（９，９）の位置に装荷されている４サイクル目燃料集合体と座標（９，１１）の位置に装荷されている４サイクル目燃料集合体である。
また、２サイクル目燃料集合体である座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体に斜め隣接する燃料集合体は、座標（８，９）の位置に装荷されている３サイクル目燃料集合体、座標（１０，９）の位置に装荷されている３サイクル目燃料集合体、座標（８，１１）の位置装荷されている３サイクル目燃料集合体、及び座標（１０，１１）の位置に装荷されている３サイクル目燃料集合体である。
従って、上述の式（１）におけるΣＴｓ及びΣＴｘは、それぞれ
ΣＴｓ＝４（８，１０）＋４（１０，１０）＋４（９，９）＋４（９，１１）
＝１６
ΣＴｘ＝３（８，９）＋３（１０，９）＋３（８，１１）＋３（１０，１１）
＝１２ となる。
ｔ＝（ΣＴｓ＋０．５×ΣＴｘ）／（４＋０．５×４）＝（１６＋０．５×１２）／６
＝３．６７となり、
図１０に示される座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体の「ｔ」の値は、「３．７」となる。内側炉心領域に装荷されている他の３サイクル目燃料集合体（最も装荷期間の短い燃料集合体）についても同様に求まり、図１０に示す通りとなる。
また、図１０において、炉心１２（１／４炉心）における内側炉心領域に装荷されている２サイクル目燃料集合体の体数は４２体であり、図１０に示される内側炉心領域に装荷されている最も装荷期間の短い燃料集合体の「ｔ」の平均値：Σｔ／４２＝３．８０２＝３．８であり、Ｔａ＝３.８となる。

一方、次に、図６において、内側炉心領域に装荷される燃料集合体の「ｔ」の値について説明する。一例として、座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体の「ｔ」の値は、以下のように求まる。
図５において、２サイクル目燃料集合体である座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体に横に隣接する燃料集合体は、座標（８，１０）の位置に装荷されている４サイクル目燃料集合体と座標（１０，１０）の位置に装荷されている４サイクル目燃料集合体である。また、２サイクル目燃料集合体である座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体に縦に隣接する燃料集合体は、座標（９，９）の位置に装荷されている４サイクル目燃料集合体と座標（９，１１）の位置に装荷されている４サイクル目燃料集合体である。
また、２サイクル目燃料集合体である座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体に斜め隣接する燃料集合体は、座標（８，９）の位置に装荷されている３サイクル目燃料集合体、座標（１０，９）の位置に装荷されている２サイクル目燃料集合体、座標（８，１１）の位置装荷されている３サイクル目燃料集合体、及び座標（１０，１１）の位置に装荷されている３サイクル目燃料集合体である。
従って、上述の式（１）におけるΣＴｓ及びΣＴｘは、それぞれ
ΣＴｓ＝４（８，１０）＋４（１０，１０）＋４（９，９）＋４（９，１１）
＝１６
ΣＴｘ＝３（８，９）＋２（１０，９）＋３（８，１１）＋３（１０，１１）
＝１１ となる。
ｔ＝（ΣＴｓ＋０．５×ΣＴｘ）／（４＋０．５×４）＝（１６＋０．５×１１）／６
＝３．５８となり、
図６に示される座標（９，１０）の位置に装荷されている燃料集合体の「ｔ」の値は、「３．６」となる。内側炉心領域に装荷されている他の２サイクル目燃料集合体（最も装荷期間の短い燃料集合体）についても同様に求まり、図６に示す通りとなる。
また、図６において、炉心１２（１／４炉心）における内側炉心領域に装荷されている２サイクル目燃料集合体の体数は２４体であり、図６に示される内側炉心領域に装荷されている最も装荷期間の短い燃料集合体の「ｔ」の平均値：Σｔ／２４＝３．２５＝３．３であり、Ｔｂ＝４.３となる（図６に示す「ｔ」の平均値＋１）となる。

本実施例ではＴａ＝３．８（図１０の「ｔ」の平均値）、Ｔｂ＝４．３（図６の「ｔ」の平均値＋１）であるため、Ｘ＝０．８８であり、０．８以上０．９以下を満たしている。すなわち、本実施例では、上述の図３の平衡炉心である炉心１２（１／４炉心）の燃料配置において、１サイクル運転後（１サイクル燃焼後）に、炉心１２より燃料集合体を取り出し炉心外から新燃料集合体を装荷することなく、炉心１２に装荷される複数体の燃料集合体の配置位置のみを変更することで、特に、内側炉心領域に炉心１２内装荷期間の短い燃料集合体を装荷し、炉心１２内装荷期間の長い燃料集合体を外側炉心領域に装荷し上述の実施例２の図５示した燃料配置とした後、更に、もう１サイクル運転後（１サイクル燃焼後）に、炉心１２より燃料集合体を取り出し炉心外から新燃料集合体を装荷することなく、炉心１２に装荷される複数体の燃料集合体の配置位置のみを変更することで、特に、内側炉心領域に炉心１２内装荷期間の短い燃料集合体を装荷する構成とすることで、上述の実施例１における沸騰水型原子炉の炉心１２から更に、１サイクル運転を継続することができる。

以上の通り本実施例によれば、実施例１の効果に加え、更に１サイクル運転を継続することができ、長期間にわたり炉心に余剰反応度を確保して炉心を運転することが可能となる。

なお、本発明は上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施例は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。

１０・・・沸騰水型原子炉
１１・・・原子炉圧力容器
１２・・・炉心
１３・・・炉心支持板
１４・・・上部格子板
１５・・・燃料支持金具
１６・・・炉心シュラウド
１７・・・ダウンカマ
１８・・・気水分離器
１９・・・蒸気乾燥器
２０・・・シュラウドヘッド
２１・・・ジェットポンプ
２２・・・制御棒案内管
２３・・・制御棒駆動機構
２４・・・下鏡
２５・・・主蒸気配管
２６・・・給水配管
２７・・・再循環系配管
２８・・・再循環ポンプ
２９・・・下部プレナム

Claims (16)

1. 複数体の燃料集合体を正方格子状に装荷する沸騰水型原子炉の炉心であって、
   燃料交換時において、燃料交換前の炉心に装荷されている最も装荷期間の短い燃料集合体より装荷期間の短い燃料集合体より装荷期間の短い燃料集合体を燃料交換後の炉心に装荷せず、前記燃料交換後の炉心に装荷される燃料集合体のうち、最も装荷期間の短い燃料集合体に対し、横に隣接及び縦に隣接する燃料集合体の炉内滞在サイクル数と斜めに隣接する燃料集合体の炉内滞在サイクル数を用いて以下の式（１）で表されるパラメータＸが０．８以上１．０以下となるように前記複数体の燃料集合体を装荷することを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。
   Ｘ＝Ｔａ／Ｔｂ ・・・（１）
   但し、
   Ｔａ：燃料交換を行った場合のＴ、
   Ｔｂ：燃料交換を行わない場合のＴ、
   Ｔ ：内側炉心領域に装荷されている最も装荷期間の短い燃料集合体のｔの平均値、
   ｔ ：（ΣＴｓ＋０．５×ΣＴｘ）／（４＋０．５×４）、
   Ｔｓ：炉心横断面内において、最も装荷期間の短い燃料集合体に横に隣接及び縦に隣接する燃料集合体の炉内滞在サイクル数、
   Ｔｘ：炉心横断面内において、最も装荷期間の短い燃料集合体に斜め隣接する燃料集合体の炉内滞在サイクル数。
2. 請求項１に記載の沸騰水型原子炉の炉心において、
   燃料交換時において、燃料交換前の炉心に装荷されている複数体の燃料集合体の配置位置のみを変更して、燃料交換後の炉心に装荷することを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。
3. 請求項１に記載の沸騰水型原子炉の炉心において、
   前記炉心に装荷される燃料集合体のうち、最も装荷期間の短い燃料集合体に対し、横に隣接及び縦に隣接する燃料集合体の炉内滞在サイクル数と斜めに隣接する燃料集合体の炉内滞在サイクル数を用いて前記式（１）で表されるパラメータＸが、０.８以上０.９以下であることを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。
4. 請求項２に記載の沸騰水型原子炉の炉心において、
   前記炉心に装荷される燃料集合体のうち、最も装荷期間の短い燃料集合体に対し、横に隣接及び縦に隣接する燃料集合体の炉内滞在サイクル数と斜めに隣接する燃料集合体の炉内滞在サイクル数を用いて前記式（１）で表されるパラメータＸが、０.８以上０.９以下であることを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。
5. 請求項１又は請求項３に記載の沸騰水型原子炉の炉心において、
   前記炉心に装荷される複数体の燃料集合体の配置位置の変更は、廃炉直前の運転前に行う最終燃料交換時に行われることを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。
6. 請求項２又は請求項４に記載の沸騰水型原子炉の炉心において、
   前記炉心に装荷される複数体の燃料集合体の配置位置のみの変更は、廃炉直前の運転前に行う最終燃料交換時に行われることを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。
7. 請求項１又は請求項３に記載の沸騰水型原子炉の炉心において、
   前記炉心に装荷される複数体の燃料集合体の配置位置の変更は、廃炉直前の運転前に行う最終燃料交換時及び前記最終燃料交換時よりも１サイクル前の運転前に行う燃料交換時に行われることを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。
8. 請求項２又は請求項４に記載の沸騰水型原子炉の炉心において、
   前記炉心に装荷される複数体の燃料集合体の配置位置のみの変更は、廃炉直前の運転前に行う最終燃料交換時及び前記最終燃料交換時よりも１サイクル前の運転前に行う燃料交換時に行われることを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。
9. 請求項５に記載の沸騰水型原子炉の炉心において、
   前記炉心は、内側炉心領域及び外側炉心領域から構成され、
   廃炉前の燃料交換時において、新燃料集合体を炉心に装荷することなく、装荷期間の短い燃料集合体は前記内側炉心領域に装荷され、装荷期間の長い燃料集合体は前記外側炉心領域に装荷されることを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。
10. 請求項６に記載の沸騰水型原子炉の炉心において、
    前記炉心は、内側炉心領域及び外側炉心領域から構成され、
    廃炉前の燃料交換時において、新燃料集合体を炉心に装荷することなく、装荷期間の短い燃料集合体は前記内側炉心領域に装荷され、装荷期間の長い燃料集合体は前記外側炉心領域に装荷されることを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。
11. 請求項７に記載の沸騰水型原子炉の炉心において、
    前記炉心は、内側炉心領域及び外側炉心領域から構成され、
    廃炉前の燃料交換時において、新燃料集合体を炉心に装荷することなく、装荷期間の短い燃料集合体は前記内側炉心領域に装荷され、装荷期間の長い燃料集合体は前記外側炉心領域に装荷されることを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。
12. 請求項８に記載の沸騰水型原子炉の炉心において、
    前記炉心は、内側炉心領域及び外側炉心領域から構成され、
    廃炉前の燃料交換時において、新燃料集合体を炉心に装荷することなく、装荷期間の短い燃料集合体は前記内側炉心領域に装荷され、装荷期間の長い燃料集合体は前記外側炉心領域に装荷されることを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。
13. 請求項９に記載の沸騰水型原子炉の炉心において、
    炉心横断面内であって、炉心の最外周に装荷される燃料集合体に外接する外接円の半径の７０％の半径を有する円の内側が前記内側炉心領域であることを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。
14. 請求項１０に記載の沸騰水型原子炉の炉心において、
    炉心横断面内であって、炉心の最外周に装荷される燃料集合体に外接する外接円の半径の７０％の半径を有する円の内側が前記内側炉心領域であることを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。
15. 請求項１１に記載の沸騰水型原子炉の炉心において、
    炉心横断面内であって、炉心の最外周に装荷される燃料集合体に外接する外接円の半径の７０％の半径を有する円の内側が前記内側炉心領域であることを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。
16. 請求項１２に記載の沸騰水型原子炉の炉心において、
    炉心横断面内であって、炉心の最外周に装荷される燃料集合体に外接する外接円の半径の７０％の半径を有する円の内側が前記内側炉心領域であることを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。

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