JP2565861B2 - 沸騰水型原子炉用燃料集合体 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 本発明は沸騰水型原子炉に用いる燃料集合体に関す
る。

〔発明の技術的背景とその問題点〕

従来の沸騰水型原子炉では、出力運転時の炉心平均軸
方向出力分布は第９図の実線に示すように炉心下部に大
きな値をもつ形となっており、このためある期間運転し
た後のウラン−235および核分裂性プルトニウムの軸方
向重量分布は、それぞれ第10図の実線に示すように炉心
上部で大きな値をもつ形となっている。

その結果、原子炉運転停止時におけるインポータンス
軸方向分布は、第11図の実線で示すように上部でピーク
をもつ形となっている。すなわち燃料上部の反応度価値
が燃料下部の反応度価値よりも大きくなっている。そし
てそれが炉停止余裕を減少させている原因となってい
る。

従来かかる問題に対して、燃料上部の核燃料物質の濃
縮度を下げることが考えられているが、燃料上部の濃縮
度を下げる方法では、平均濃縮度を一定に保つように設
計されている場合、燃料下部の濃縮度を上げることにな
り、その結果、運転時の軸方向出力分布のピークが大き
くなるので問題が生ずる。また下部の濃縮度を上げない
場合は目標の燃焼度を達成できないことになる。

〔発明の目的〕

本発明は上記問題を解決するためになされたものであ
って、原子炉運転時の燃焼特性を変化させることなく炉
停止余裕を増大させることを目的とするものである。

〔発明の概要〕

本発明は複数の燃料棒が規則的に配置されている沸騰
水型原子炉用燃料集合体において、最外側以外の位置に
配置された燃料棒のうちの一部または全部が、燃料棒の
燃料有効部の上から1/24ないし1/12の部分において核燃
料が全く装荷されていないかまたは少量しか装荷されて
おらず、かつこの部分の燃料集合体断面平均の核燃料の
密度が有効部上端に近い側で小さく、上端から遠い側で
大きくなるように分布していることを特徴とする上記燃
料集合体に関する。

燃料棒の燃料有効部の上から1/24ないし1/12の部分に
核燃料が全くまたは少量しか装荷されていない状態とす
るには、例えばその部分をプレナムとするとか、その部
分に核分裂性物質を含まない中性子吸収断面積の小さい
セラミックペレットを充填するとかあるいは中空状の燃
料ペレットを充填するなどの方法がある。

このように燃料集合体の内側部分の燃料棒の上部に核
燃料を充填しないと、この部分には核分裂性物質である
ウラン−235および核分裂性プラトニウムが存在しない
と同時に、中性子吸収物質であるウラン−238も存在し
ないことになる。そして、出力運転時の燃料上部および
内側部の状態をみると、燃料上部では蒸気ボイド率が大
きいので減速材と燃料の原子数比が小さくなっており、
また燃料内側部では燃料外周部と比較して中性子スペク
トルが高速群側に移動しているので減速不十分な状態と
なっている。このような状態であるので、これらの部分
では中性子吸収物質であるウラン−238が減少したこと
による中性子実効増倍率の増加効果が大きく、このため
燃料ウランの減少によって反応度の減少があってもそれ
をほぼ打ち消すことになり、全体としてはサイクル燃焼
度の減少は約0.5％以下となる。

一方炉停止時について説明する。炉停止時には燃料上
部まで減速材の水があり、減速材と燃料の原子数比が大
きいので中性子スペクトルが出力運転時に比較してより
熱群側へ移動し、減速十分な状態となっている。したが
って燃料であるウラン−235および核分裂性プラトニウ
ムを取り去ることによる効果が、中性子吸収物質である
ウラン−238を取り去ることによる効果より大きくな
り、燃料集合体上部のインポータンスは減少する。その
結果、炉停止余裕を通常の燃料より増加させることがで
きる。

一般に炉停止余裕は濃縮度の増加に比例して減少し、
通常の燃料を基準にした場合、例えば濃縮度を0.5％増
加させると炉停止余裕が約0.5％Ｋ減少する。したがっ
て、炉停止余裕に制限がある場合、本発明の燃料集合体
を用いれば、濃縮度を通常の燃料より増加させた燃料設
計が可能となり、燃料の取出燃焼度を増加することがで
きる。この結果、核燃料サイクルコストを減少でき、経
済性の高い燃料が設計できる。

〔発明の実施例〕

本発明の実施例を図面を参照しながら説明する。

第19図は本発明に係る燃料集合体の斜視図である。燃
料集合体１は２本のウォーターロッドと62本の燃料棒５
を上部タイプレート２、スペーサー４、下部タイプレー
ト６により固定し、チャンネルボックス３で外側をとり
かこまれている。

第１図は本発明の燃料集合体の一実施例を示すもので
燃料集合体の燃料棒配置を説明する断面図である。第１
図において、燃料集合体７には外側２列に通常の燃料棒
11が配置され、３列目以内には燃料棒上部の燃料ペレッ
トを一部取り去った燃料棒9,10が配置されている。８は
ウォーターロッドである。

第２図は第１図の燃料集合体の第19図に示す境界Ｉ位
置より上の部分の断面を示す図である。斜線のある燃料
棒は燃料ペレットが封入されていることを示し、それ以
外のは燃料ペレットが封入されていないことを示してい
る。第３図および第４図は同様にそれぞれ第19図に示す
境界ＩとIIの間の部分およびIIより下の部分に相当する
位置の第１図の燃料集合体の状態を示すものである。

第２〜４図から明らかなように、第１図に示す燃料集
合体は、IIより下部では燃料ペレットが全部の燃料棒に
充填されているが（第４図）、Ｉ〜IIの位置では燃料棒
９（６本）に燃料ペレットが存在せず（第３図）、さら
にＩより上部では燃料棒９および10（計14本）に燃料ペ
レットが存在していない（第２図）。

これら３種類の燃料棒9,10,および11の構成はそれぞ
れ第5,6および７図に示すようになっている。すなわ
ち、燃料棒９は境界IIまで燃料ペレット14が充填され、
それより上はプレナムスプリング12の設計されたプレナ
ム部13となっている。燃料棒10ではこの燃料ペレット14
とプレナム部13との境界がIIの位置であり、燃料棒11は
通常の燃料棒の同じく上部まで燃料ペレット14が充填さ
れている。

上記境界Ｉおよび境界IIの位置は、境界Ｉより上の部
分が燃料棒の燃料有効部軸方向全長の1/24、さらに境界
Ｉと境界IIとの間の長さが同じく軸方向全長の1/24とな
る位置である。境界Ｉ〜IIの範囲で燃料重量は約10％減
少し、境界Ｉより上部では約23％減少している。したが
って燃料重量の軸方向分布は第８図に示すような分布と
なり、燃料集合体全体としての燃料重量の減少は約1.3
％である。

上記実施例の燃料集合体を使用した場合の効果につい
て説明する。

出力運転時では、前述したように内部燃料棒の上部で
中性子が減速不十分な状態となっているので、中性子吸
収物質であるウラン−238を取り去ったことによる中性
子実効増倍率増加効果が大きく、それがウラン−235の
減少による反応度の減少を補って、全体としてのサイク
ル燃焼度の減少は0.5％以下である。

一方、このように上部の燃料ペレットを取り去ったこ
とにより、燃料重量は燃料集合体全体で約1.3％減少さ
れる。したがって核燃料サイクルコストは約0.8％減少
できることになる。

この実施例の燃料集合体の出力運転時の炉心平均軸方
向出力分布を従来の通常の燃料集合体のそれと比較して
示したのが第９図である。破線が本実施例のもので実線
が従来のものである。第９図で示されるように、実線と
破線との差は小さく、本発明の燃料集合体では炉心下部
の出力ピーキング係数が炉心の熱的特性を変化させる程
変化しない。

次に炉停止時の効果について説明する。

第10図は１サイクル経過後のウラン−235および核分
裂性プルトニウムの軸方向分布を示すもので、実線は従
来の燃料集合体の場合、破線は本実施例の場合である。
第10図に示されるように、本実施例では燃料上部におい
ていずれも減少しており、減少量はウラン−235の場合
最大20％となっている。

この核分裂性物質の減少の効果は、既に述べたよう
に、炉停止時では中性子吸収物質であるウラン−238が
減少したことによる効果よりも大きくなり、その結果、
炉停止時の軸方向インポータンス分布は第11図（破線が
本実施例、実線が従来例）のようになって、本実施例で
は燃料集合体上部の反応度は減少する。その結果本実施
例では炉停止余裕を通常の燃料と比較して約0.5％Ｋ増
加させることができる。したがって、もし炉停止余裕を
従来と同じ値にするとすれば、従来の燃料に比較して約
0.5％濃縮度を増加させることが可能となる。

上記実施例では燃料棒上部をプレナム部とすることに
よって燃料の存在しない状態を作成したが、燃料の存在
しない状態の他の例として第12〜13図を示す。

第12図に示す燃料棒はダミーペレットを充填したもの
で、すなわち核分裂性物質を含まない、たとえば酸化ジ
ルコニウムの焼結ペレットのような中性子吸収断面積の
低いセラミックペレット15が燃料棒上部に充填されてい
る。

第13図に示す燃料棒は境界Ｉの上部で中空体積率40％
の中空燃料ペレット16を充填し、境界ＩとIIの間の部分
で中空体積率20％の中空燃料ペレット17を充填したもの
である。この燃料棒を使用すれば、これ１種類で燃料重
量の軸方向分布を第８図のようにすることができる。例
えば第14図に示す燃料集合体がそれであって、燃料集合
体の最外周に通常の上部まで燃料ペレットの封入された
燃料棒11を配置し、それより内側にはすべてこの中空率
を２段階にした燃料棒20が配置されている。

次に、本発明の燃料集合体の別の燃料棒配置例を以下
に示す。これらの配置によっても前記した実施例と同等
の効果を得ることができる。

第15図は従来の燃料集合体と異なり、中央に太径ウォ
ーターロッド21を配したもので、燃料棒は外周２列に通
常の燃料棒11を配置し、第３列目に第５図の燃料棒９を
８本、第６図の燃料棒10を４本配置したものである。

第16図は中央にウォーターロッド23を十字型に配した
もので、従来より細い燃料棒が９行９列配置されてお
り、３列目より内側に燃料棒９が６本、燃料棒10が10本
配置されている。

第17図は第１図の燃料棒配置を変更したもので、各燃
料棒の数は同じである。

また、燃料重量の軸方向分布を種々変更することもで
きる。

第18図に示すのは実施例に示す軸方向分布（第８図）
を変更して、上部、すなわち境界Ｉより上の部分の燃料
重量をさらに減少させた例を示すものである。図中ａが
第８図に示す分布であり、ｂが変更した分布である。こ
のように燃料重量分布を変更しても上記実施例と同様の
効果が得られる。

〔発明の効果〕

以上説明したように、本発明は燃料集合体の内側に配
列した燃料棒の燃料有効部の上から1/24ないし1/12の部
分を燃料が全くまたは少量しか装荷されていない状態と
し、かつこの部分の燃料集合体断面平均の核燃料の密度
を有効部上端に近い側で小さく、上端から遠い側で大き
くなるように分布させたことによって、出力運転時の熱
的特性を変化させることなく炉停止余裕を増加させるこ
とができたものである。また、それにより高い濃縮度の
燃料を設計することも可能となり、核燃料サイクルコス
トを減少させることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例を示す燃料集合体断面図、第
２図は第19図に示す燃料集合体の境界Ｉより上部の断面
図、第３図は第19図に示す燃料集合体の境界Ｉ〜IIの部
分の断面図、第４図は第19図に示す燃料集合体の境界II
より下部の断面図、第５図は第１図〜第４図に示される
燃料棒９の縦断面図、第６図は第１図〜第４図に示され
る燃料棒第10図の縦断面図、第７図は第１図〜第４図に
示される燃料棒11の縦断面図、第８図は第１図に示す燃
料集合体の軸方向燃料重量分布図、第９図は従来および
本発明の各燃料集合体の出力運転時の軸方向出力分布
図、第10図は同各燃料集合体の１サイクル運転後の核分
裂性物質軸方向分布図、第11図は同各燃料集合体の冷態
時のインポータンス分布図、第12図〜第13図は本発明の
燃料集合体における上部に燃料が全くまたは少量しか装
荷されていない燃料棒の実施例を示す縦断面図、第14図
〜第17図は本発明の燃料集合体の燃料棒配置の他の実施
例を示す断面図、第18図は本発明の他の実施例の軸方向
燃料重量分布図、第19図は燃料集合体の斜視図である。 ３……チャンネルボックス 8,21,22……ウォーターロッド 9,10……上部に燃料ペレットが封入されていない燃料棒 11……従来の燃料棒、12……プレナムスプリング 14……燃料ペレット、15……ダミーペレット 16,17……中空状燃料ペレット 20……上部に中空状燃料ペレットが封入された燃料棒

Claims (4)

(57)【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】複数の燃料棒が規則的に配置されている沸
   騰水型原子炉用燃料集合体において、最外側以外の位置
   に配置された燃料棒のうちの一部または全部が、燃料棒
   の燃料有効部の上から1/24ないし1/12の部分において核
   燃料が全く装荷されていないかまたは少量しか装荷され
   ておらず、かつこの部分の燃料集合体断面平均の核燃料
   の密度が有効部上端に近い側で小さく、上端から遠い側
   で大きくなるように分布していることを特徴とする沸騰
   水型原子炉用燃料集合体。
2. 【請求項２】核燃料が全く装荷されていない部分はプレ
   ナムとなっている特許請求の範囲第１項記載の沸騰水型
   原子炉用燃料集合体。
3. 【請求項３】核燃料が全く装荷されていない部分は核分
   裂性物質を含まないセラミックペレットが充填されてい
   る特許請求の範囲第１項記載の沸騰水型原子炉用燃料集
   合体。
4. 【請求項４】核燃料が少量しか装荷されていない部分は
   中空状の燃料ペレットが装荷されている特許請求の範囲
   第１項記載の沸騰水型原子炉用燃料集合体。