JP2018084558A

JP2018084558A - 制御棒ユニット、原子炉、燃料位置決定システム及び燃料位置決定方法

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Publication number: JP2018084558A
Application number: JP2016229395A
Authority: JP
Inventors: 健太清水; Kenta Shimizu; 武史小池; Takeshi Koike
Original assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Current assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Priority date: 2016-11-25
Filing date: 2016-11-25
Publication date: 2018-05-31
Anticipated expiration: 2036-11-25
Also published as: JP6804274B2

Abstract

【課題】負荷追従運転時における運用性能と、通常運転時及び緊急停止時における制御保護性能と、低温停止に移行する時における停止性能とがいずれも高い制御棒ユニット、原子炉、燃料位置決定システム及び燃料位置決定方法を提供すること。【解決手段】制御棒ユニット９０は、標準制御棒９４及び第１の高性能制御棒９５のうち少なくとも一方と、グレイロッド９６と、第２の高性能制御棒９７と、を含む。第１の高性能制御棒９５は、標準制御棒９４よりも中性子吸収性能が高い。グレイロッド９６は、標準制御棒よりも中性子吸収性能が低い。第２の高性能制御棒９７は、第１の高性能制御棒９５よりも中性子吸収性能が高い。【選択図】図３

Description

本発明は、制御棒ユニット、原子炉、燃料位置決定システム及び燃料位置決定方法に関する。

従来、原子炉に２種類の制御棒が用いられた構成が知られている（例えば特許文献１）。係る構成では、第１の制御棒は、第２の制御棒よりも緊急停止時の挿入速度が速く、かつ、中性子吸収性能が大きく、高出力運転時に引抜状態とされる。第２の制御棒は、第１の制御棒よりも駆動速度が遅く調整可能で、先端部の中性子吸収性能が小さく、高出力運転時に中性子吸収度と出力分布との調整に使用される。

特公昭５８−０３３５１９号公報

しかしながら、緊急停止時に挿入される第１の制御棒には、中性子吸収材として比重が軽い材料であるＢ_４Ｃが用いられている。そのため、第１の制御棒は、中性子吸収性能を大きくすることを優先した場合、Ｂ_４Ｃの量が多くなるので、第１の制御棒自体の質量が軽くなり、緊急停止時の挿入速度が十分に速くならない。この場合、第１の制御棒を用いた緊急停止に時間がかかるおそれがある。一方、緊急停止時の挿入速度を早くすることを優先した場合、Ｂ_４Ｃの量が少なくなるので、中性子吸収性能が十分に大きくならない。この場合、第１の制御棒を用いて適切に低温停止に移行することができない。

また、近年では、高出力運転よりも、通常運転時、並びに、電力需要の日負荷変動に対応した、いわゆる負荷追従運転時における中性子吸収度と出力分布との調整が要求されている。

本発明は、上記に鑑みてなされたものであって、負荷追従運転時における運用性能と、通常運転時及び緊急停止時における制御保護性能と、低温停止に移行する時における停止性能とがいずれも高い制御棒ユニット、原子炉、燃料位置決定システム及び燃料位置決定方法を提供することを目的とする。

上記した課題を解決し、目的を達成するために、本発明の制御棒ユニットは、標準制御棒及び前記標準制御棒よりも中性子吸収性能が高い第１の高性能制御棒のうち少なくとも一方と、前記標準制御棒よりも中性子吸収性能が低いグレイロッドと、前記第１の高性能制御棒よりも中性子吸収性能が高い第２の高性能制御棒と、を含むことを特徴とする。

制御棒ユニットは、グレイロッドの運用性能が高く、標準制御棒及び第１の高性能制御棒のうち少なくとも一方の制御保護性能が高く、第２の高性能制御棒の停止性能が高いので、負荷追従運転時における運用性能と、緊急停止時における制御保護性能と、低温停止に移行する時における停止性能とをいずれも高くすることができる。

この構成において、前記標準制御棒及び前記第１の高性能制御棒は、合計本数が、全ての制御棒の合計本数の２２％以上８８％以下であり、前記グレイロッドは、合計本数が、全ての制御棒の合計本数の６％以上１７％以下であり、前記第２の高性能制御棒は、合計本数が、全ての制御棒の合計本数の６％以上７２％以下であることが好ましい。これにより、特に原子炉が蒸気管破断（ＳＬＢ：Steam Line Break）となった時に未臨界状態を維持する性能が向上する。

あるいは、この構成において、前記標準制御棒及び前記第１の高性能制御棒は、合計本数が、全ての制御棒の合計本数の２２％以上５５％以下であり、前記グレイロッドは、合計本数が、全ての制御棒の合計本数の６％以上１１％以下であり、前記第２の高性能制御棒は、合計本数が、全ての制御棒の合計本数の３９％以上７２％以下であることが好ましい。これにより、特に原子炉が全交流電源喪失（ＳＢＯ：Station Black Out）となった時に未臨界状態を維持する性能が向上する。

あるいは、この構成において、前記標準制御棒及び前記第１の高性能制御棒は、合計本数が、全ての制御棒の合計本数の１１％であり、前記グレイロッドは、合計本数が、全ての制御棒の合計本数の６％であり、前記第２の高性能制御棒は、合計本数が、全ての制御棒の合計本数の８３％であることが好ましい。これにより、特に原子炉が低温停止状態へ移行する性能が向上する。

これらの構成において、前記第２の高性能制御棒は、新燃料の周囲に配置され、前記グレイロッドは、原子炉のうち、中央と外周との中間に配置され、前記標準制御棒及び前記第１の高性能制御棒は、前記原子炉における前記グレイロッドよりも外周側の領域及び前記グレイロッドよりも中央側の領域に分散して配置されることが好ましい。これにより、制御棒ユニット全体の各性能が向上する。

これらの構成において、前記標準制御棒、前記第１の高性能制御棒、前記グレイロッド及び前記第２の高性能制御棒は、それぞれ原子炉の内部において、水平面において、燃料を配置する領域の中心を軸として、１８０度回転対称で配置されることが好ましい。これにより、制御棒ユニット全体の各性能のバランスが向上する。

本発明の原子炉は、上記のいずれかの制御棒ユニットと、新燃料と、使用済み燃料と、を含む燃料集合体と、を有し、前記新燃料は、前記第２の高性能制御棒に隣接して配置されることを特徴とする。また、本発明の燃料位置決定システムは、上記のいずれかの制御棒ユニットを含む原子炉の燃料集合体の位置を決定する燃料位置決定システムであって、前記第２の高性能制御棒の周囲に新燃料を配置することを特徴とする。また、本発明の燃料位置決定方法は、上記のいずれかの制御棒ユニットを含む原子炉の燃料集合体の位置を決定する燃料位置決定方法であって、前記第２の高性能制御棒の周囲に新燃料を配置することを特徴とする。

これらの構成によれば、中性子が最もたくさん放出される新燃料の周囲に第２の高性能制御棒がある状態となるため、第２の高性能制御棒を効率よく機能させることができる。

本発明によれば、負荷追従運転時における運用性能と、通常運転時及び緊急停止時における制御保護性能と、低温停止に移行する時における停止性能とがいずれも高い制御棒ユニット、原子炉、燃料位置決定システム及び燃料位置決定方法を得ることができる。

図１は、本発明の実施形態に係る制御棒ユニットが用いられている原子力発電プラントの一例の概略構成図である。図２は、図１の原子力発電プラントに含まれる加圧水型原子炉を表す縦断面図である。図３は、本発明の実施形態に係る制御棒ユニットの一例を示す概略図である。

以下に、本発明の実施形態に係る制御棒ユニット、原子炉、燃料位置決定システム及び燃料位置決定方法を、図面に基づいて詳細に説明する。なお、以下の実施の形態の説明は、本発明を限定するものではなく、適宜変更して実施可能である。

［実施形態］
図１は、本発明の実施形態に係る制御棒ユニットが用いられている原子力発電プラントの一例の概略構成図である。

本実施形態の原子炉は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）である。本実施形態の原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用する。本実施形態の原子炉は、軽水を炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電する。

本実施形態の加圧水型原子炉を有する原子力発電プラントは、図１に示すように、原子炉格納容器１１と、加圧水型原子炉１２と、蒸気発生器１３とを有する。原子炉格納容器１１は、内部に加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３が格納されている。加圧水型原子炉１２と蒸気発生器１３とは、高温側送給配管１４と低温側送給配管１５とを介してそれぞれ連結されている。高温側送給配管１４は、加圧器１６が設けられており、低温側送給配管１５は、一次冷却水ポンプ１７が設けられている。この原子力発電プラントは、減速材及び一次冷却水（冷却材）として軽水を用い、炉心部における一次冷却水の沸騰を抑制するために、一次冷却系統は加圧器１６により１５０〜１６０気圧程度の高圧状態を維持するように制御している。

この原子力発電プラントは、原子燃料（燃料）としてウラン、ガドリニア入りウラン、またはウラン・プルトニウム混合酸化物燃料（ＭＯＸ：Mixed Oxide Fuel）が用いられている。加圧水型原子炉１２は、原子燃料により一次冷却水として用いられている軽水を加熱する。加圧器１６は、加圧水型原子炉１２により加熱された軽水、すなわち高温の一次冷却水を、所定の高圧に維持する。加圧器１６により所定の高圧に維持された高温高圧の一次冷却水は、高温側送給配管１４を通って、蒸気発生器１３に送られる。蒸気発生器１３では、高温側送給配管１４から送られた高温高圧の一次冷却水は、二次冷却水との間で熱交換が行われる。蒸気発生器１３で二次冷却水によって冷やされた一次冷却水は、低温側送給配管１５を通って加圧水型原子炉１２に戻される。

蒸気発生器１３は、一次冷却水によって加熱された二次冷却水、つまり、蒸気を送給する配管２１を介して蒸気タービン２２と連結されている。配管２１は、主蒸気隔離弁２３が設けられている。蒸気タービン２２は、高圧タービン２４と低圧タービン２５を有すると共に、発電機（発電装置）２６が接続されている。高圧タービン２４は、配管２１が連結されている。高圧タービン２４と低圧タービン２５は、その間に湿分分離加熱器２７が設けられている。湿分分離加熱器２７は、配管２１から分岐した冷却水分岐配管２８が連結されている。高圧タービン２４と湿分分離加熱器２７とは、低温再熱管２９により連結されている。湿分分離加熱器２７と低圧タービン２５とは、高温再熱管３０により連結されている。

蒸気タービン２２の低圧タービン２５は、復水器３１を有する。復水器３１は、配管２１から分岐した、バイパス弁３２を有するタービンバイパス配管３３が接続されると共に、冷却水（例えば、海水）を供給する取水管３４及び冷却水（例えば、海水）を排出する排水管３５が連結されている。取水管３４は、循環水ポンプ３６を有し、排水管３５と共に他端部が海中に配置されている。

復水器３１は、配管３７が接続されている。配管３７は、復水ポンプ３８、グランドコンデンサ３９、復水脱塩装置４０、復水ブースタポンプ４１、低圧給水加熱器４２、脱気器４３、主給水ポンプ４４、高圧給水加熱器４５及び主給水制御弁４６がこの順番に設けられている。配管３７は、他端部が蒸気発生器１３に接続されている。

蒸気発生器１３で、高温高圧の一次冷却水と熱交換を行って生成された蒸気は、配管２１を通って蒸気タービン２２、すなわち高圧タービン２４から低圧タービン２５に送られる。蒸気タービン２２に送られた蒸気は、蒸気タービン２２を駆動して、発電機２６により発電を行う。具体的には、蒸気発生器１３からの蒸気は、高圧タービン２４を駆動した後、湿分分離加熱器２７で蒸気に含まれる湿分が除去されると共に加熱されてから低圧タービン２５を駆動する。そして、蒸気タービン２２を駆動した蒸気は、復水器３１で海水を用いて冷却されて復水となり、グランドコンデンサ３９、復水脱塩装置４０、低圧給水加熱器４２、脱気器４３及び高圧給水加熱器４５等を通って蒸気発生器１３に戻される。

図２は、図１の原子力発電プラントに含まれる加圧水型原子炉１２を表す縦断面図である。図２に示すように、加圧水型原子炉１２において、原子炉容器５１は、その内部に炉内構造物が挿入できるように、原子炉容器本体５２とその上部に装着される原子炉容器蓋（上鏡）５３により構成されており、この原子炉容器本体５２に対して原子炉容器蓋５３が複数のスタッドボルト５４及びナット５５により開閉可能に固定されている。

原子炉容器本体５２は、原子炉容器蓋５３を取り外すことで上部が開口可能であり、下部が半球形状をなす下鏡５６により閉塞された円筒形状をなしている。原子炉容器本体５２は、上部に一次冷却水としての軽水（冷却材）を供給する入口ノズル（入口管台）５７と、軽水を排出する出口ノズル（出口管台）５８が形成されている。入口ノズル（入口管台）５７は、高温側送給配管１４が連結されている。出口ノズル（出口管台）５８は、低温側送給配管１５が連結されている。

原子炉容器本体５２は、内部に炉心槽６１が配置されており、上部が原子炉容器本体５２の内壁面に支持されている。また、原子炉容器本体５２は、内部に上部炉心支持板６２が配置されており、上部炉心支持板６２は、上部が炉心槽６１の上部に支持されている。上部炉心支持板６２は、複数の炉心支持ロッド６３により上部炉心板６４が吊下げ支持されている。

炉心槽６１は、下方に下部炉心支持板６５が支持され、下部炉心支持板６５は、外周部が位置決め部材６６により原子炉容器本体５２の内壁面に位置決め支持されている。炉心槽６１は、下部に下部炉心板６７が支持されている。炉心６８は、炉心槽６１における上部炉心板６４と下部炉心板６７により区画された領域に多数の燃料集合体６９が配置されて構成されている。炉心６８は、内部に多数の制御棒７０が配置されており、この制御棒７０は、複数がまとめられて制御棒クラスタ７１を構成し、燃料集合体６９に挿入可能となっている。上部炉心支持板６２は、上部炉心支持板６２を貫通して上下に延出する多数の制御棒クラスタ案内管７２が固定されている。各制御棒クラスタ案内管７２は、下端部が上部炉心板６４に連結され、内部に制御棒クラスタ７１が挿通可能となっている。

原子炉容器蓋５３は、上部が半球形状をなし、上部に磁気式ジャッキの制御棒駆動装置７３が配置されている。複数の制御棒クラスタ案内管７２は、上端部が原子炉容器蓋５３の管台を通してその上方まで延出され、制御棒駆動装置７３から下方に延出された制御棒クラスタ駆動軸７４が、制御棒クラスタ案内管７２内に挿通されている。制御棒クラスタ駆動軸７４は、制御棒駆動装置７３により上下方向に移動可能であり、制御棒クラスタ案内管７２内を通って炉心６８まで延出され、制御棒クラスタ７１に連結されている。制御棒駆動装置７３は、制御棒クラスタ７１の各制御棒７０を炉心６８に対して抜き差しすることで、原子炉出力を制御する。

原子炉容器本体５２は、下鏡５６を貫通する多数の計装管台７５が設けられ、この各計装管台７５は、炉内側の上端部に炉内計装案内管７６が連結される一方、炉外側の下端部にコンジットチューブ７７が連結されており、各炉内計装案内管７６に複数の連接板７８が取付けられている。シンブルチューブ７９は、コンジットチューブ７７内から計装管台７５及び炉内計装案内管７６内を通し、下部炉心支持板６５及び下部炉心板６７を貫通して炉心６８（燃料集合体６９）まで挿通されている。

原子炉容器５１は、炉心６８の上方に上部プレナム８０が設けられ、下方に下部プレナム８１が設けられ、その間にダウンカマー部８２が形成されている。

図３は、本発明の実施形態に係る制御棒ユニットの一例である制御棒ユニット９０を示す概略図である。図３は、図２の炉心６８内の燃料集合体６９及び制御棒クラスタ７１の配置の一例を炉心６８の上側から見たものである。制御棒ユニット９０は、各制御棒クラスタ７１を含む。燃料集合体６９は、複数の新燃料９１と複数の使用済み燃料９２と、を含む。各制御棒クラスタ７１は、標準制御棒９４による制御棒クラスタ（以下、単に標準制御棒９４と称する）または第１の高性能制御棒９５による制御棒クラスタ（以下、単に第１の高性能制御棒９５と称する）と、グレイロッド９６による制御棒クラスタ（以下、単にグレイロッド９６と称する）と、第２の高性能制御棒９７による制御棒クラスタ（以下、単に第２の高性能制御棒９７と称する）と、のいずれかである。すなわち、制御棒ユニット９０は、標準制御棒９４及び第１の高性能制御棒９５のうち少なくとも一方と、グレイロッド９６と、第２の高性能制御棒９７と、を含む。

炉心６８の内部の領域は、図３に示すように、横方向の座標を図３における右から左へＡからＲに分けて、縦方向の座標を図３における上から下へ１から１５に分けた格子状に区画されて、管理されている。炉心６８の内部の領域の各格子状の区画には、燃料集合体６９として、新燃料９１と使用済み燃料９２とのうちいずれかが配置されている。また、炉心６８の内部の各格子状の区画の一部には、各制御棒クラスタ７１として、標準制御棒９４または第１の高性能制御棒９５と、グレイロッド９６と、第２の高性能制御棒９７と、のいずれかが配置されている。なお、図３では、標準制御棒９４または第１の高性能制御棒９５と、グレイロッド９６と、第２の高性能制御棒９７と、の位置が簡易的に示されている。

新燃料９１は、燃料集合体６９のうち、原子炉に配置する前に燃料として１度も核分裂に使用されていないものである。一方、使用済み燃料９２は、燃料集合体６９のうち、少なくとも１度は燃料として核分裂に使用したものである。そのため、新燃料９１は、使用済み燃料９２と比較して、より多い量の中性子を放出し、核分裂反応を引き起こす。使用済み燃料９２は、新燃料９１と比較して、少ない量の中性子を放出する。加圧水型原子炉１２では、炉心６８内に複数の新燃料９１と複数の使用済み燃料９２とが混ぜて挿入され、用いられる。

標準制御棒９４は、中性子吸収材料として、例えば、銀、インジウム及びカドミウムを含む合金（ＡＩＣ：Ag-In-Cd）が用いられている。ＡＩＣは、中性子吸収材料として、標準的な中性子吸収性能を有する。標準制御棒９４は、標準制御棒９４、第１の高性能制御棒９５、グレイロッド９６及び第２の高性能制御棒９７の中で最も標準的な制御棒である。標準制御棒９４は、標準の中性子吸収性能を有する。すなわち、標準制御棒９４は、中性子吸収性能が、グレイロッド９６より高く、第１の高性能制御棒９５より少し低く、第２の高性能制御棒９７より低く、全体として中程度であり、長手方向に一様である。

標準制御棒９４は、上記のような構成を有するため、炉心６８内での核分裂の反応度の安定した調整が可能なので、加圧水型原子炉１２の通常運転時に加圧水型原子炉１２の出力を好適に制御することができる。また、標準制御棒９４は、第２の高性能制御棒９７と比較して質量が高いので、第２の高性能制御棒９７よりも炉心６８内での落下特性が良いため、緊急に加圧水型原子炉１２を停止する時、すなわち原子トリップ時に、加圧水型原子炉１２が核沸騰限界（ＤＮＢ：Departure of Nuclear Boiling）を超えないように好適に保護することができる。ここで、加圧水型原子炉１２の通常運転時に出力を制御する機能と、原子トリップ時にＤＮＢを超えないように保護する機能と、を合わせて制御保護性能と称する。標準制御棒９４は、高い制御保護性能を有する。

第１の高性能制御棒９５は、中性子吸収材料として、例えば、ＡＩＣの上部の３０％以上６０％未満の範囲内がＢ_４Ｃ（炭化ホウ素）に置換された構成のものが用いられている。Ｂ_４Ｃは、ＡＩＣよりも中性子吸収性能が高く、ＡＩＣよりも軽い材料である。そのため、第１の高性能制御棒９５は、標準制御棒９４よりも中性子吸収機能が高い。すなわち、第１の高性能制御棒９５は、中性子吸収性能が、標準制御棒９４より少し高く、グレイロッド９６より高く、第２の高性能制御棒９７より少し低く、全体として中程度である。また、第１の高性能制御棒９５は、Ｂ_４Ｃの置換が３０％以上６０％未満の範囲内であるため、標準制御棒９４よりも軽いものの、炉心６８内での落下特性が大きく落ちない。そのため、第１の高性能制御棒９５は、標準制御棒９４と同様に、高い制御保護性能を有する。

グレイロッド９６は、中性子吸収材料として、例えば、ＡＩＣの１／３以上１／２以下の範囲内がステンレスに置換された構成のものが用いられている。ステンレスは、ＡＩＣよりも中性子吸収性能が低い。そのため、グレイロッド９６は、標準制御棒９４よりも中性子吸収機能が低い。すなわち、グレイロッド９６は、中性子吸収性能が、標準制御棒９４、第１の高性能制御棒９５、第２の高性能制御棒９７のいずれよりも低い。また、グレイロッド９６は、中性子吸収性能が径方向に分布を有する、いわゆるハイブリッド型の制御棒である。そのため、グレイロッド９６は、反応度の緻密な調整が可能なので、高い運用性能を有する。

グレイロッド９６は、加圧水型原子炉１２の出力を急減させることができる。また、グレイロッド９６は、電力需要の日負荷変動に応じた運転である負荷追従運転（ＬＦ：Load Follow）時の軸方向出力分布（ＡＯ：Axial Offset）への影響を抑制しつつ出力を制御することができる。ここで、加圧水型原子炉１２の出力を急減させる機能と、ＬＦ時の出力調整機能と、を合わせて運用性能と称する。グレイロッド９６は、運用性能を有する。

第２の高性能制御棒９７は、中性子吸収材料として、例えば、ＡＩＣの上部の６０％以上の範囲内がＢ_４Ｃ（炭化ホウ素）に置換された構成のものが用いられている。そのため、第２の高性能制御棒９７は、第１の高性能制御棒９５よりもさらに中性子吸収性能が高められたものである。すなわち、第２の高性能制御棒９７は、中性子吸収性能が、標準制御棒９４、第１の高性能制御棒９５、グレイロッド９６のいずれよりも高い。そのため、第２の高性能制御棒９７は、反応度を急激に低減する調整をすることが可能なので、高い停止機能を有する。第２の高性能制御棒９７は、高い中性子吸収性能を有するので、反応度を急激に低減することで、ＳＬＢ時に加圧水型原子炉１２を好適に未臨界状態に維持する場合、ＳＢＯ時に加圧水型原子炉１２を好適に未臨界状態に維持する場合、及び加圧水型原子炉１２を低温停止状態へ移行する場合にそれぞれ要求される所望の温度まで、炉心６８内の温度を低下させることができる。

第２の高性能制御棒９７は、中性子吸収性能が高く、蒸気管破断（ＳＬＢ：Steam Line Break）時又は全交流電源喪失（ＳＢＯ：Station Black Out）時に加圧水型原子炉１２を未臨界状態に維持することができる。第２の高性能制御棒９７は、ホウ酸の使用量を低減して、あるいはホウ酸を全く使用することなく制御棒のみで、加圧水型原子炉１２を低温停止状態へ移行することができる。ここで、ＳＬＢ時又はＳＢＯ時に加圧水型原子炉１２を未臨界状態に維持する機能と、ホウ酸の使用量を低減して、あるいはホウ酸を全く使用することなく制御棒のみで、加圧水型原子炉１２を低温停止状態へ移行する機能と、を合わせて停止性能と称する。第２の高性能制御棒９７は、停止性能を有する。

ＳＬＢ時に加圧水型原子炉１２を好適に未臨界状態に維持する場合、炉心６８内の温度は、２００℃強まで低下させられる。ＳＢＯ時に加圧水型原子炉１２を好適に未臨界状態に維持する場合、炉心６８内の温度は、１７０℃前後まで低下させられる。加圧水型原子炉１２を低温停止状態へ移行する場合、炉心６８内の温度は、１００℃未満または９０℃前後まで低下させられる。

第２の高性能制御棒９７は、中性子吸収性能が、Ｂ_４Ｃの置換のされ方に応じて長手方向に分布を有する、いわゆるハイブリッド型の制御棒である。第２の高性能制御棒９７は、ＡＩＣとＢ_４Ｃとをゼブラ型に配置することで、停止性能を向上させることができる。

このように、本発明の実施形態に係る制御棒ユニット９０は、運用性能を担うグレイロッド９６と、制御保護性能を担う標準制御棒９４及び第１の高性能制御棒９５のうち少なくとも一方と、停止性能を担う第２の高性能制御棒９７とを含むので、負荷追従運転時における運用性能と、緊急停止時における制御保護性能と、低温停止に移行する時における停止性能とをいずれも高くすることができる。

制御棒ユニット９０は、標準制御棒９４及び第１の高性能制御棒９５の合計本数が、全ての制御棒クラスタ７１の合計本数の２２％以上８８％以下であり、グレイロッド９６の合計本数が、全ての制御棒クラスタ７１の合計本数の６％以上１７％以下であり、第２の高性能制御棒９７の合計本数が、全ての制御棒クラスタ７１の合計本数の６％以上７２％以下であることが好ましい。これにより、特に加圧水型原子炉１２がＳＬＢ時に未臨界状態を維持する性能が向上する。

あるいは、制御棒ユニット９０は、標準制御棒９４及び第１の高性能制御棒９５の合計本数が、全ての制御棒クラスタ７１の合計本数の２２％以上５５％以下であり、グレイロッド９６の合計本数が、全ての制御棒クラスタ７１の合計本数の６％以上１１％以下であり、第２の高性能制御棒９７の合計本数が、全ての制御棒クラスタ７１の合計本数の３９％以上７２％以下であることが好ましい。これにより、特に加圧水型原子炉１２がＳＢＯ時に未臨界状態を維持する性能が向上する。

あるいは、制御棒ユニット９０は、標準制御棒９４及び第１の高性能制御棒９５の合計本数が、全ての制御棒クラスタ７１の合計本数の１１％であり、グレイロッド９６の合計本数が、全ての制御棒クラスタ７１の合計本数の６％であり、第２の高性能制御棒９７の合計本数が制御棒クラスタ７１の合計本数の８３％であることが好ましい。これにより、特に加圧水型原子炉１２が低温停止状態へ移行する性能が向上する。さらに、制御棒ユニット９０は、この場合、ホウ酸の使用量を大幅に低減して、あるいはホウ酸を全く使用することなく制御棒のみで、加圧水型原子炉１２を低温停止状態へ移行することができるので、廃棄物量を低減することができる、すなわち環境への負荷を低減することができる。

図３に示す制御棒ユニット９０の例は、ホウ酸の使用量を大幅に低減して、あるいはホウ酸を全く使用することなく制御棒のみで、加圧水型原子炉１２を低温停止状態へ移行する場合に最適な構成である。具体的には、図３に示す制御棒ユニット９０の例は、制御棒クラスタ７１の合計本数が７２体であり、標準制御棒９４及び第１の高性能制御棒９５の合計本数が８体であり、全ての制御棒クラスタ７１の合計本数の１１％であり、グレイロッド９６の合計本数が４体であり、全ての制御棒クラスタ７１の合計本数の６％であり、第２の高性能制御棒９７の合計本数が６０体であり、全ての制御棒クラスタ７１の合計本数の８３％である。

第２の高性能制御棒９７は、中性子吸収性能が最も高いので、より多い量の中性子を放出し、核分裂反応を引き起こす新燃料９１の周囲に配置されることが好ましい。また、第２の高性能制御棒９７は、新燃料９１に近接して配置されることが好ましく、新燃料９１の直上に配置されることが好ましい。これにより、第２の高性能制御棒９７の高い中性子吸収性能が効率よく活用されるため、制御棒ユニット９０において第２の高性能制御棒９７が担う停止性能が向上する。図３に示す制御棒ユニット９０の例は、６０体の第２の高性能制御棒９７が、全て、新燃料９１に近接して配置されているか、または、新燃料９１の直上に配置されているため、第２の高性能制御棒９７が担う停止性能が好適に引き出されている。

グレイロッド９６は、炉心６８内のうち、程よく中間に配置されることが好ましい。具体的には、グレイロッド９６は、炉心６８内のうち、中央と外周との中間付近に配置されることが好ましい。また、グレイロッド９６は、炉心６８内において、１／４の対称位置または１／８の対称位置に配置することがより好ましい。ここで、１／４の対称位置は、概ね水平面において９０度回転対称となる４つの対象位置であり、１／８の対称位置は、概ね水平面において４５度回転対称となる８つの対象位置である。これにより、グレイロッド９６の反応度の緻密な調整機能が効率よく活用されるため、制御棒ユニット９０においてグレイロッド９６が担う運用性能が向上する。図３に示す制御棒ユニット９０の例は、４体のグレイロッド９６が、全て、炉心６８内のうち、中央と外周との中間付近の１／４の対称位置に配置されているため、グレイロッド９６が担う運用性能が好適に引き出されている。

標準制御棒９４及び第１の高性能制御棒９５は、炉心６８内におけるグレイロッド９６よりも外周側の領域と、グレイロッド９６よりも中央側の領域とに分散して配置されることが好ましい。これにより、制御棒ユニット９０において標準制御棒９４及び第１の高性能制御棒９５が担う制御保護性能が向上する。図３に示す制御棒ユニット９０の例は、標準制御棒９４及び第１の高性能制御棒９５のうち、４体が、炉心６８内におけるグレイロッド９６よりも外周側の領域に配置され、残りの４体が、炉心６８内におけるグレイロッド９６よりも中央側の領域に配置されている。そのため、図３に示す制御棒ユニット９０の例は、標準制御棒９４及び第１の高性能制御棒９５が担う制御保護性能が好適に引き出されている。

標準制御棒９４及び第１の高性能制御棒９５と、グレイロッド９６と、第２の高性能制御棒９７と、は、いずれも炉心６８内において、水平面において１８０度回転対象となるように配置されることが好ましい。これにより、制御棒ユニット９０全体の各性能のバランスが向上する。

標準制御棒９４及び第１の高性能制御棒９５と、グレイロッド９６と、第２の高性能制御棒９７と、が、いずれも炉心６８内における上記好ましい位置に配置された場合、制御棒ユニット９０は、全体として、運用性能、制御保護性能及び停止性能を最大に機能させることができる。すなわち、制御棒ユニット９０全体の性能の価値が最大となる。

制御棒ユニット９０は、図３に示すように、第２の高性能制御棒９７の周囲に新燃料９１を配置することで、中性子が最もたくさん放出される新燃料９１の周囲に、中性子吸収性能が最も高い第２の高性能制御棒９７がある状態を実現することができるため、第２の高性能制御棒９７の停止性能を効率よく機能させることができる。

図１に示すように、加圧水型原子炉１２には、本発明の実施形態に係る燃料位置決定システムの一例である燃料位置決定システム４８が接続されている。燃料位置決定システム４８は、制御棒ユニット９０を含む加圧水型原子炉１２に燃料集合体６９を配置する位置を決定する。燃料位置決定システム４８は、本発明の実施形態に係る燃料位置決定方法を実施する。配置部は、燃料集合体６９のうち、新燃料９１を、第２の高性能制御棒９７の周囲に配置する。具体的には、燃料位置決定システム４８は、炉心６８の定期点検の際に、第２の高性能制御棒９７の周囲に配置され、使用されることで使用済み燃料９２となった燃料を、第２の高性能制御棒９７の周囲とは異なる位置に移動させるとともに、新たに第２の高性能制御棒９７の周囲に新燃料９１を投入する。これにより、燃料位置決定システム４８は、中性子が最もたくさん放出される新燃料９１の周囲に、中性子吸収性能が最も高い第２の高性能制御棒９７がある状態を実現することができるため、第２の高性能制御棒９７の停止性能を効率よく機能させることができる。

また、燃料位置決定システム４８は、制御棒クラスタ７１の配置に応じて燃料集合体６９の配置を決定する代わりに、燃料集合体６９の配置に応じて制御棒クラスタ７１の配置を決めても良い。具体的には、燃料位置決定システム４８は、炉心６８の定期点検の際に、使用できなくなった使用済み燃料９２を除去してその場所に新燃料９１を投入し、まだ使用可能な使用済み燃料９２をそのまま配置して、その際の新燃料９１と使用済み燃料９２との配置に応じて、制御棒クラスタ７１の配置を変更する。この場合、例えば、燃料位置決定システム４８は、新燃料９１の周囲に優先的に第２の高性能制御棒９７を配置させ、これに応じて、標準制御棒９４及び第１の高性能制御棒９５と、グレイロッド９６と、をそれぞれ配置する。この場合でも、燃料位置決定システム４８は、中性子が最もたくさん放出される新燃料９１の周囲に、中性子吸収性能が最も高い第２の高性能制御棒９７がある状態を実現することができるため、第２の高性能制御棒９７の停止性能を効率よく機能させることができる。

１１原子炉格納容器
１２加圧水型原子炉
１３蒸気発生器
１４高温側送給配管
１５低温側送給配管
１６加圧器
１７一次冷却水ポンプ
２１，３７配管
２２蒸気タービン
２３主蒸気隔離弁
２４高圧タービン
２５低圧タービン
２６発電機（発電装置）
２７湿分分離加熱器
２８冷却水分岐配管
２９低温再熱管
３０高温再熱管
３１復水器
３２バイパス弁
３３タービンバイパス配管
３４取水管
３５排水管
３６循環水ポンプ
３８復水ポンプ
３９グランドコンデンサ
４０復水脱塩装置
４１復水ブースタポンプ
４２低圧給水加熱器
４３脱気器
４４主給水ポンプ
４５高圧給水加熱器
４６主給水制御弁
４８燃料位置決定システム
５１原子炉容器
５２原子炉容器本体
５３原子炉容器蓋
５４スタッドボルト
５５ナット
５６下鏡
５７入口ノズル（入口管台）
５８出口ノズル（出口管台）
６１炉心槽
６２上部炉心支持板
６３炉心支持ロッド
６４上部炉心板
６５下部炉心支持板
６６位置決め部材
６７下部炉心板
６８炉心
６９燃料集合体
７０制御棒
７１制御棒クラスタ
７２制御棒クラスタ案内管
７３制御棒駆動装置
７４制御棒クラスタ駆動軸
７５計装管台
７６炉内計装案内管
７７コンジットチューブ
７８連接板
７９シンブルチューブ
８０上部プレナム
８１下部プレナム
８２ダウンカマー部
９０制御棒ユニット
９１新燃料
９２使用済み燃料
９４標準制御棒
９５第１の高性能制御棒
９６グレイロッド
９７第２の高性能制御棒

Claims

標準制御棒及び前記標準制御棒よりも中性子吸収性能が高い第１の高性能制御棒のうち少なくとも一方と、
前記標準制御棒よりも中性子吸収性能が低いグレイロッドと、
前記第１の高性能制御棒よりも中性子吸収性能が高い第２の高性能制御棒と、
を含むことを特徴とする制御棒ユニット。
前記標準制御棒及び前記第１の高性能制御棒は、合計本数が、全ての制御棒の合計本数の２２％以上８８％以下であり、
前記グレイロッドは、合計本数が、全ての制御棒の合計本数の６％以上１７％以下であり、
前記第２の高性能制御棒は、合計本数が、全ての制御棒の合計本数の６％以上７２％以下であることを特徴とする請求項１に記載の制御棒ユニット。
前記標準制御棒及び前記第１の高性能制御棒は、合計本数が、全ての制御棒の合計本数の２２％以上５５％以下であり、
前記グレイロッドは、合計本数が、全ての制御棒の合計本数の６％以上１１％以下であり、
前記第２の高性能制御棒は、合計本数が、全ての制御棒の合計本数の３９％以上７２％以下であることを特徴とする請求項１に記載の制御棒ユニット。
前記標準制御棒及び前記第１の高性能制御棒は、合計本数が、全ての制御棒の合計本数の１１％であり、
前記グレイロッドは、合計本数が、全ての制御棒の合計本数の６％であり、
前記第２の高性能制御棒は、合計本数が、全ての制御棒の合計本数の８３％であることを特徴とする請求項１に記載の制御棒ユニット。
前記第２の高性能制御棒は、新燃料の周囲に配置され、
前記グレイロッドは、原子炉のうち、中央と外周との中間に配置され、
前記標準制御棒及び前記第１の高性能制御棒は、前記原子炉における前記グレイロッドよりも外周側の領域及び前記グレイロッドよりも中央側の領域に分散して配置されることを特徴とする請求項１から請求項４のいずれか１項に記載の制御棒ユニット。
前記標準制御棒、前記第１の高性能制御棒、前記グレイロッド及び前記第２の高性能制御棒は、それぞれ原子炉の内部において、水平面において、燃料集合体を配置する領域の中心を軸として、１８０度回転対称で配置されることを特徴とする請求項１から請求項５のいずれか１項に記載の制御棒ユニット。
請求項１から請求項６のいずれか１項に記載の制御棒ユニットと、
新燃料と、使用済み燃料と、を含む燃料集合体と、を有し、
前記新燃料は、前記第２の高性能制御棒に隣接して配置されることを特徴とする原子炉。
請求項１から請求項６のいずれか１項に記載の制御棒ユニットを含む原子炉の燃料集合体の位置を決定する燃料位置決定システムであって、
前記第２の高性能制御棒の周囲に新燃料を配置することを特徴とする燃料位置決定システム。
請求項１から請求項６のいずれか１項に記載の制御棒ユニットを含む原子炉の燃料集合体の位置を決定する燃料位置決定方法であって、
前記第２の高性能制御棒の周囲に新燃料を配置することを特徴とする燃料位置決定方法。