JP3428150B2 - 軽水炉炉心及び燃料集合体 - Google Patents
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Description
構成する燃料集合体に係り、特にBWRにおいて、経済
性や安全性が現在運転中のBWRと同程度、すなわち、
炉内構造の変更を最小限にとどめ、負のボイド係数を維
持しつつ、増殖比を1.0 近傍又は1.0 を若干上まわ
るPuマルチリサイクルを指向した軽水炉炉心及び燃料
集合体に関する。
ラン−235やプルトニウム−239などの核分裂性物
質の消耗とともに、ウラン−238やプルトニウム−2
40などの燃料親物質の核分裂性物質への変換が起って
いる。炉心から取り出される燃料に含まれる核分裂性物
質量と炉心に装荷される燃料に含まれる核分裂性物質量
の比を増殖比と言うが、従来の軽水冷却原子炉では、増
殖比は0.5 程度である。ウラン資源を有効に活用する
方法として、増殖比を高めることが考えられている。
年のNuclear Technology 誌59巻の第212〜227
ページには、加圧水型原子炉において、燃料棒を三角格
子に稠密配置し、水対燃料体積比を小さくすることで増
殖比を向上できることが示されている。しかしながら、
増殖比は、高々0.9 程度であり、出力を落さず運転を
継続するには、核分裂性物質を補給する必要がある。増
殖比をさらに高めるには、燃料棒間隙を狭くし、水対燃
料体積比をさらに小さくすることが考えられるが、燃料
集合体の製作や熱的余裕の確保などの点で限界があり、
実現は困難である。
水型原子炉の特徴である炉心内で発生する蒸気ボイドを
活用して、水対燃料体積比を実効的に小さくする方法が
示されている。しかしながら、従来例においてもプルト
ニウム増倍比(炉心から取り出される燃料に含まれる核
分裂性プルトニウム量と炉心に装荷される燃料に含まれ
る核分裂性プルトニウム量の比;核分裂性プルトニウム
に対する増殖比)を1近傍にすることは示されている
が、増殖比(天然ウランにプルトニウムを富化した場合
プルトニウム増倍比より4〜5%程度小さい値となる)
を1近傍又は1以上にすることは示されていない。プル
トニウム増倍比が1近傍の場合、出力を落さず運転を継
続するには、プルトニウムを天然ウランに富化すること
が必要となり、全ウラン資源を使いきることができな
い。なお、本発明において、増殖比1近傍とは0.98
以上を意味している。
は、発電コスト,熱的余裕と安全性を現在運転中の軽水
炉と同程度に保ち、エネルギー長期安定供給に寄与する
炉心、燃料集合体を提供することである。
安定供給に寄与するため水対燃料体積比を低減して、劣
化ウランにPuを富化した燃料で、増殖比1.0 を実現
する炉心,燃料集合体及び制御棒を提供することであ
る。
安定供給に寄与するため、単位出力あたりの所要Puイ
ンベントリーを低減し、一定のPu量で、できるだけ多
くの発電用原子炉を運転できる炉心、燃料集合体を提供
することである。
軽水炉と同程度にするため、現在運転中の炉と同じ材
料,同程度の圧力容器の大きさで、同程度の出力,燃焼
度を同程度の熱的余裕で達成出来る炉心,燃料集合体を
提供することである。
水炉と同程度にするため、炉心の高さ方向の中性子漏洩
の増大や、出力上昇時の炉心高さ方向の出力分布スウィ
ングにより、負のボイド係数を実現出来る炉心、燃料集
合体を提供することである。本発明の第6の目的は、安
全性を現在の軽水炉と同程度にするため、沸騰による蒸
留機能を維持し、炉内に存在する放射化物質の圧力容器
内への閉じ込めを達成出来る炉心を提供することであ
る。
るため、Pu単独抽出を撤廃し、PuとUを一体として
リサイクルする炉心、燃料集合体を提供することであ
る。本発明の第8の目的は、長寿命の放射性廃棄物を後
世に残さないために、アクチノイド核種をウラン,Pu
と一緒に炉内に滞在させ、リサイクルする炉心,燃料集
合体を提供することである。
るために、本発明によれば、劣化ウランに、Puあるい
はPuとアクチノイド核種を富化した燃料を有する炉心
において、上下両端部のブランケット部を除く炉心高さ
方向について、燃料集合体水平断面の核分裂性プルトニ
ウム平均富化度が6wt%以上の部分を40cmから14
0cmの間にすることによりボイド係数を負にし、定格出
力の50%以上で運転されている時の炉心平均のボイド
率を45〜70%とすることにより増殖比を1.0近傍
又は1.0以上にした炉心が提供される。また、上記第
1の目的を達成するために、本発明によれば、天然ウラ
ン,減損ウラン,低濃縮ウランの少なくとも1つを含む
ウランに、PuあるいはPuとアクチノイド核種を富化
した燃料を有する炉心において、上下両端部のブランケ
ット部を除く炉心高さ方向について、燃料集合体水平断
面の核分裂性プルトニウム平均富化度が6wt%以上の
部分を40cmから140cmの間にすることによりボイド
係数を負にし、定格出力の50%以上で運転されている
時の炉心平均のボイド率を45〜70%とすることによ
り増殖比を1.0近傍又は1.0以上にした炉心が提供さ
れる。
発明によれば、劣化ウランに、プルトニウムまたはプル
トニウムとアクチノイド核種を富化した燃料を有する燃
料集合体において、実効的な水対燃料体積比を0.1 か
ら0.6 の間とすることにより増殖比を1.0 近傍又は
1.0 以上にした燃料集合体が提供される。また上記第
1の目的を達成するために、本発明によれば、天然ウラ
ン,減損ウラン,低濃縮ウランの少なくとも1つを含む
ウランに、プルトニウムまたはプルトニウムとアクチノ
イド核種を富化した燃料を有する燃料集合体において、
実効的な水対燃料体積比を0.1 から0.6 の間とする
ことにより増殖比を1.0 近傍又は1.0 以上にしたこ
とを特徴とする燃料集合体が提供される。また、上記第
2の目的を達成するために、本発明によれば、燃料棒が
正三角形の格子状に配列された六角形の稠密燃料集合体
において、燃料棒の間隙が0.7〜2.0mmであることを
特徴とする燃料集合体と、その燃料集合体で構成される
炉心が提供される。
本発明によれば、実効的な水対燃料体積比が0.1から
0.6の間であることを特徴とする炉心および燃料集合
体が提供される。
本発明によれば、炉心外周部および上下端部のブランケ
ット部分を除いた炉心部における核分裂性Puの平均富
化度が6〜20%であることを特徴とする軽水炉炉心が
提供される。
本発明によれば、上下両端のブランケット部分を除いた
領域の平均核分裂性Puの富化度が6〜20%であるこ
とを特徴とする燃料集合体が提供される。
本発明によれば、定格出力の50%以上で運転されてい
るときの炉心の平均ボイド率が45〜70%であること
を特徴とする沸騰水型軽水炉炉心が提供される。
本発明によれば、六角形の燃料集合体とその中に挿入さ
れるクラスター型制御棒より構成される軽水炉炉心が提
供される。
本発明によれば、六角形の燃料集合体とその間に挿入さ
れる翼の間隔がそれぞれ120度である3枚の翼を持つ
Y字型制御棒より構成される軽水炉炉心が提供される。
本発明によれば、正六角形燃料集合体一体に隣接するY
字型制御棒の翼がそれぞれ2枚以下であり、燃料集合体
間に翼が挿入されない燃料集合体間の間隙が、翼が挿入
される燃料集合体間の間隙より狭いことを特徴とする軽
水炉炉心が提供される。
本発明によれば、正三角形の格子状に稠密に配置された
正方形燃料集合体とその間に挿入される翼の間隔がそれ
ぞれ90度である4枚の翼を持つ十字型制御棒より構成
される軽水炉炉心が提供される。
本発明によれば、燃料棒が正三角形の格子状に配列され
た六角形燃料集合体において、向いあう最外層燃料棒列
に平行な三組の燃料棒列のうち、二組の燃料棒列の数が
等しく、残りの一組の燃料棒列の数より1列多いことを
特徴とする蝕形燃料集合体とY字型制御棒の1枚の翼に
より正六角形の燃料集合体格子が構成される軽水炉炉心
が提供される。
本発明によれば、制御棒上端部に減速材を排除するため
に軽水より減速能が小さな物質、例えば炭素,重水素,
ベリリウム,Zr合金,ステンレス等からなるフォロア
ー部が設置されたクラスター型,Y字型または十字型制
御棒より構成される軽水炉炉心が提供される。
本発明によれば、正六角形および、蝕型六角形燃料集合
体において、Y字型制御棒に近接した領域から、Y字型
制御棒からはなれた領域にわたる少なくとも2つ以上の
領域について、核分裂性Puの富化度が異なる複数種
類、特に2〜5種類の燃料棒で構成することを特徴とす
る六角形燃料集合体および、蝕型六角形燃料集合体が提
供される。
本発明によれば、正方形燃料集合体において、十字型制
御棒に近接した領域から、十字型制御棒からはなれた領
域にわたる少なくとも2つ以上の領域について、核分裂
性Puの富化度が異なる複数種類、特に2〜5種類の燃
料棒で構成することを特徴とする正方形燃料集合体が提
供される。
ために、本発明によれば、炉心外周部および上下端部の
ブランケット部を除く炉心部平均の出力密度が100k
W/lから300kW/lであることを特徴とする軽水
炉炉心が提供される。
ために、本発明によれば、劣化ウランに、Puあるいは
Puとアクチノイド核種を富化した燃料を有する炉心に
おいて、炉心上下両端部のブランケット部を除く高さ方
向について、燃料集合体水平断面の核分裂性Pu平均富
化度が6wt%以上の部分が、40cmから140cmの間
であることを特徴とする軽水炉炉心が提供される。ま
た、上記第3,4,5の目的を達成するために、本発明
によれば、天然ウラン,減損ウラン,低濃縮ウランの少
なくとも1つを含むウランに、PuあるいはPuとアク
チノイド核種を富化した燃料を有する炉心において、炉
心上下両端部のブランケット部を除く高さ方向につい
て、燃料集合体水平断面の核分裂性Pu平均富化度が6
wt%以上の部分が、40cmから140cmの間であるこ
とを特徴とする軽水炉炉心が提供される。
ために、本発明によれば、劣化ウランに、Puあるいは
Puとアクチノイド核種を富化した燃料を有する燃料集
合体において、上下両端部のブランケット部を除く燃料
集合体の高さ方向について、水平断面の核分裂性Pu平
均富化度が6wt%以上である部分が、40cmと140cm
の間であることを特徴とする燃料集合体が提供される。
また、上記第3,4,5の目的を達成するために、本発
明によれば、天然ウラン,減損ウラン,低濃縮ウランの
少なくとも1つを含むウランに、PuあるいはPuとア
クチノイド核種を富化した燃料を有する燃料集合体にお
いて、上下両端部のブランケット部を除く燃料集合体の
高さ方向について、水平断面の核分裂性Pu平均富化度
が6wt%以上である部分が、40cmと140cmの間で
あることを特徴とする燃料集合体が提供される。
本発明によれば、炉心最外周を除き炉心を径方向に等面
積に二分割して、炉心外側領域の燃料集合体炉心滞在サ
イクル数の平均値が、炉心内側領域のそれより小さくな
るように燃料集合体を装荷したことを特徴とする軽水炉
炉心が提供される。
本発明によれば、炉心最外周およびそれに隣接する燃料
集合体のオリフィス圧損係数の平均値が、それ以外の領
域のオリフィス圧損係数の平均値より大きいことを特徴
とする軽水炉炉心が提供される。
本発明によれば、上下両端部のブランケット部を除い
て、核分裂性Pu富化度が上半部の平均値より下半分の
平均値が低いことを特徴とする六角形燃料集合体が提供
される。
本発明によれば、上下両端部のブランケット部を除く燃
料集合体の高さ方向について、核分裂性Pu富化度が6
wt%以上の部分が上下にあり、それらの間の領域の核
分裂性Pu富化度が6wt%以下であることを特徴とす
る軽水炉炉心が提供される。上記第5の目的を達成する
ために、本発明によれば、上下両端部のブランケット部
を除く燃料集合体の高さ方向について、核分裂性Pu富
化度が6wt%以上の部分が上下にあり、それらの間の
領域の核分裂性Pu富化度が6wt%以下であることを
特徴とする燃料集合体が提供される。
本発明によれば、定格出力の50%以上で運転されてい
るときの冷却材の炉心の出口の蒸気重量率が20%から
40%の間であることを特徴とする沸騰水型軽水炉炉心
が提供される。
本発明によれば、Puとウランを同時にリサイクルする
ことを特徴とする軽水炉炉心および燃料集合体が提供さ
れる。
本発明によれば、Puとウランおよびアクチノイドを同
時にリサイクルすることを特徴とする軽水炉炉心および
燃料集合体が提供される。
明している。
ン前後と推定されており、電気出力100万kWの現行
軽水炉1000基を約100年間運転可能な量に対応し
ている。その結果として、1500万トン弱の劣化ウラ
ンと1.5 万トンの核分裂性Puが残される。したがっ
て、劣化ウランにPuを富化した燃料で、電気出力10
0万kWあたりの炉内と炉外を含めた核分裂性Puのイ
ンベントリーが10トンで、増殖比1.0の発電炉(RB
WR)は、Puを触媒のようにして、劣化ウランで核分
裂を継続することが可能となり、ウランは1gあたり約
1MWDの熱エネルギーを発生するので、1500基の
RBWRを1万年間運転することが可能となり、全ウラ
ン資源量を使いきることができるので、前記第1の目的
である長期安定供給に寄与する。
達成される。本願発明者等の検討によれば、軽水炉炉心
における増殖比と実効的な水対燃料体積比の関係につい
て、以下のことが判明している。実効的な水対燃料体積
比[(Vm/Vf)eff]は、炉心内で蒸気ボイドが発生
することを考慮して、幾何学的な水対燃料体積比[(V
m/Vf)geo;蒸気ボイドが発生しない水対燃料体積
比]を拡張したものである。蒸気ボイドが発生すること
での水素密度の減少割合をFとすると、両者には下記の
関係がある。
関係にある。
下のように近似できる。
義される転換比および転換比を構成する三つの因子の関
係を示す。
1個消滅した時に発生する新しい中性子の個数 β:燃料親物質の高速エネルギー領域における核分裂に
よる追加分 γ:核分裂性物質による中性子吸収量に対する中性子の
無駄捕獲(中性子漏洩を含む)の割合 現在運転中の軽水炉は、実効的な水対燃料体積比は、約
2.0 で、増殖比は約0.5 である。増殖比1近傍を実
現するには、上記転換比を1近傍にする必要がある。本
願発明者等の検討によれば、後述の範囲で核分裂性Pu
の富化度を高くし、かつ、ブランケットへの中性子漏洩
を増加することで、転換比0.85 以上で増殖比1近傍
を実現できることがわかった。そのための実効的な水対
燃料体積比は0.6以下となる。一方、実効的な水対燃
料体積比を0.1以下とするためには、炉心平均の蒸気
ボイド率が70%を超える値にしなければならず、過渡
事象時に、炉心出口で二相流状態が維持できなくなる。
燃料棒を稠密に配置する、または、炉心内で発生する蒸
気ボイドを活用する、または、制御棒が挿入されないと
きには制御棒挿入位置にフォロアーを挿入し減速材を排
除することで実現する。あるいは、以上の三つを組合せ
ることで実現する。図3に燃料棒間隙と幾何学的な水対
燃料体積比の関係例を示す。図3では、燃料棒直径を現
在軽水炉で使用されている約9.5〜12.3mmの範囲と
し、正三角形の燃料棒格子を対象とした。燃料棒間隙を
2mm以下にすると燃料棒格子の(Vm/Vf)geoは、約
0.9以下になる。燃料棒を正三角形の格子状に稠密配
列した燃料集合体の場合、燃料集合体間のギャップ領域
や制御棒挿入領域等を考慮すると燃料集合体体系の(V
m/Vf)geoは、燃料棒格子の(Vm/Vf)geoより0.
1から0.2大きな値となる。したがって、この幾何学
的な水対燃料体積比のもとで、実効的な水対燃料体積比
0.6以下を実現するためには、数1より炉心平均の蒸
気ボイド率を45%以上(図27に示す関係図より炉心
出口の蒸気重量率は20%以上)にする必要がある。一
方、燃料棒間隙が0.7(燃料集合体の製作や熱的余裕
の確保などの点からの燃料棒間隙の最小値)〜1.0mm
の範囲(燃料棒直径が9.5mmより太い場合には1.0mm
以上にすることが可能)では、蒸気ボイド率0%で、
(Vm/Vf)geoを約0.6以下にできる。
化度と増殖比の関係を示す。炉心を、運転期間を通じて
臨界状態に維持するためには、核分裂性Pu富化度を6
wt%以上にすることが必要である。一方、増殖比は、
核分裂性Pu富化度とともに減少するが、前述のよう
に、余剰反応度の増加を活用し、ブランケットへの中性
子漏洩を増加することで20wt%までは増殖比1近傍
を実現できることがわかった。
としては、燃料集合体の中にクラスター型制御棒を挿入
するか、六角形燃料集合体の周囲にY字型制御棒、ある
いは、正方形燃料集合体の周囲に十字型制御棒を挿入す
る方法が考えられる。以上の組合せにより増殖比1.0
の炉心が実現できる。
の目的が達成される。本願発明者等の検討によれば、炉
心の単位水平断面あたりの燃料集合体の出力を現行沸騰
水型軽水炉と同程度にすることで、熱的余裕を確保しつ
つ、燃料集合体の高さ(有効炉心長:水平断面平均核分
裂性Pu富化度が6wt%以上の領域の長さ)を減少で
きることがわかった。実効的な水対燃料体積比を0.6
以下とするため、燃料棒を稠密に配置した結果、炉心の
単位水平断面あたりの燃料棒本数は現行沸騰水型軽水炉
の3〜4倍となる。従って、平均線出力密度が同等とな
る燃料集合体の高さ(有効炉心長)は現行沸騰水型軽水
炉の約1/3〜1/4倍となる。さらに、現行沸騰水型
軽水炉に比べ、減速材が均一に分散した構成であるた
め、燃料棒の局所出力ピーキング係数を(必要な場合は
富化度分布の採用により)、約30%以上低減できる。
また、燃焼反応度変化やボイド反応度変化が小さいこ
と、さらに以下で述べる他の手段と合わせて、出力ピー
キング係数を約40%以上低減できる。したがって、平
均線出力密度が同等以上となる燃料集合体の高さ(有効
炉心長)は現行沸騰水型軽水炉の約1/10倍である4
0cm以上となる。一方、有効炉心長を短尺にし、軸方向
の中性子漏洩を増大することで、ボイド係数低減効果が
活用できる。本願発明者等の検討によれば、有効炉心長
を140cm以下にすれば、以下で述べる他の手段と合わ
せて、負のボイド係数が実現できることがわかった。短
尺化によりブランケット部での出力発生割合は増加する
が、有効炉心長を減少したことで、ブランケット部を除
く領域での平均出力密度は約100〜300kW/lと
なる。
器の中に同一出力のRBWRがおさまるので、発電コス
トを現行軽水炉と同程度に保つことができ、安全性にお
いても、現行軽水炉と同程度の水準に保つことができ
る。また、これにより、Puインベントリーを減少で
き、したがって、一定のPu量で多くの発電炉を運転す
ることが可能で、エネルギー安定供給が実現できる。
達成される。本願発明者等の検討によれば、炉心の上部
の核分裂性Puの富化度を炉心の下部より高くすること
により、炉心の軸方向出力分布を平坦化できるととも
に、その結果、Puインベントリーを減少させることが
できる。また、出力が上昇した時や、炉心冷却材流量が
低下した時に、炉心内の蒸気ボイド率が上昇するが、そ
の際、図5に示すように、比較的核分裂性Puの富化度
が低く、中性子インポータンスの小さい炉心下部に出力
分布がスウィングして、炉心の反応度を低下(負のボイ
ド係数と)できる。
達成される。本願発明者等の検討によれば、燃料集合体
内にクラスター型制御棒を挿入することで、燃料棒を正
三角形の格子状に稠密配列した炉心構成が実現できる。
さらに、本願発明者等の検討によれば、六角形燃料集合
体とY字型制御棒を組合せても、燃料棒を正三角形の格
子状に稠密配列した炉心構成が実現できる。Y字型制御
棒と六角形燃料集合体を組合せる場合には、燃料集合体
形状を正六角形とする方式とY字型制御棒の一つの翼と
燃料集合体で正六角形を構成する方式が可能である。前
者では、燃料集合体構成が単純化される利点があり、後
者では、炉心内の集合体中心位置が正三角形を形成する
利点がある。さらに、本願発明者等の検討によれば、正
方形燃料集合体と十字型制御棒を組合せても、燃料棒を
正三角形の格子状に稠密配列した炉心構成が実現でき
る。
形燃料集合体とY字型制御棒あるいは正方形燃料集合体
と十字型制御棒の組合せにおいて、制御棒に面した燃料
棒では、制御棒引き抜き時に、水の中性子減速効果が大
きくなり、中性子エネルギーが低下し、集合体中の各燃
料棒の核分裂性Puの富化度を同一にしておくと、制御
棒に面した燃料棒に出力ピーキングが発生する。そこ
で、制御棒挿入位置からの距離に応じて、集合体中の核
分裂性Puの富化度を数種類変化させることにより、燃
料集合体内の出力分布を平坦化させた燃料集合体が実現
できる。
達成される。本願発明者等の検討によれば、炉心内の燃
料集合体配置やオリフィス構成を適正化することで、炉
心内燃料集合体の出力と流量を平坦化でき熱的余裕を向
上することができる。炉心の最外周を除く領域を半径方
向に等面積に二分割し、炉心外側領域の燃料集合体炉心
滞在サイクル数の平均値が、炉心内側領域のそれより小
さくなるように燃料集合体を装荷することで、炉心外側
領域の中性子無限増倍率を内側より高くでき、径方向の
出力分布が平坦化できる。中性子インポータンスが低い
炉心の最外周領域には、滞在サイクル数が大きな燃料集
合体を装荷することで、所要核分裂性Puの富化度低減
が実現できる。本願発明者等の検討によれば、炉心外周
部からの中性子漏洩の影響は、炉心最外層およびそれに
隣接する燃料集合体で特に大きく、その結果、燃料集合
体出力が他の領域に比べ低くなり、燃料集合体内を流れ
る流量が大きくなる。したがって、炉心の最外周及び、
それに隣接する燃料集合体のオリフィス圧損係数の平均
値が、それ以外の領域のオリフィス圧損係数の平均値よ
り大きくなるように設定することで、流量配分を平坦化
できる。これにより、炉心の最外周近傍の流量を低減
し、全炉心流量を低減することができる。また、オリフ
ィス圧損係数を大きくした領域で蒸気ボイド率を増大で
き、ボイド係数の改善、増殖比の増大に寄与することが
できる。
達成される。本発明者等の検討によれば、軽水蒸気冷却
により増殖比を1.0 以上とすることが可能であるが、
蒸気温度が飽和温度を越えることにより、現行のBWR
で使用されているものより耐高温性の強い材料を開発す
ることが必要となるとともに、コロージョン生成物等の
放射性核種が、蒸気とともに炉心外に流出する。本発明
においては、炉心出口の蒸気重量率を40%以下におさ
えて、異常な過渡変化で出力が上昇した時にも、冷却材
が飽和温度の二相流状態を保ち、飽和温度を維持して、
現行軽水炉と同じ構造材が使用でき、炉内における沸騰
による蒸留機能により、タービンに行く蒸気中に、コロ
ージョン生成物等の放射性核種が含まれることを防止し
つつ、増殖比1.0 以上の炉心が実現できる。
の目的が達成される。本発明者等の検討によれば、エネ
ルギー長期安定供給をめざして、現行軽水炉で使用され
る濃縮ウラン製造時に、その残渣として発生する劣化ウ
ランにPuを富化した燃料について実施例を検討する
が、現在のようにまだ天然ウランや、使用済み燃料から
回収される減損ウランが多量に存在する時には、劣化ウ
ランのかわりに天然ウランや減損ウランさらには低濃縮
ウラン(0.71wt%〜2.0wt%)にPuを富化す
ることによっても、核分裂性Puの富化度を劣化ウラン
使用の場合に比べて、約0.5wt% 以上低くすること
により、劣化ウランにPuを富化した場合に比べ、増殖
比,ボイド係数に関し同等以上の性能を有する炉心を実
現できる。また、以下の作用により前記第8の目的が達
成される。本発明者等の検討によれば、劣化ウランにP
uを富化するだけでなく、アクチノイド核種も同時にリ
サイクルすることにより、長寿命の放射性核種が炉内に
平衡状態になり、一定量に達する。したがって、本発明
の炉ではアクチノイド核種は、発生量と消滅量がバラン
スして、増加量は零となり、放射性廃棄物の中で特に問
題となっている長半減期アクチノイド核種の全発生量を
大幅に低減するのみからず、Puを含むアクチノイド核
種を原子炉,再処理施設,燃料製造施設の中のみに閉じ
込めることができる原子炉システムが実現できる。
説明する。以下の実施例では、電気出力135万kW級
の炉心を対象にしたが、出力規模はこれに限定されるも
のではない。燃料集合体の体数を変更することで、他の
出力規模にも適用できる。 (第1の実施例)本発明の第1の実施例を図1及び図6
〜図11により説明する。
eの水平断面を示す。720体の燃料集合体1と、燃料
集合体3体に一体の割合で223体のY字型制御棒2が
示されている。図6に燃料集合体格子の断面を示す。直
径10.1mm の燃料棒3が燃料棒間隙1.3mm で正三角
形に配置され、チャンネルボックス4とY字型制御棒の
一つの翼5で正六角形燃料集合体格子を作るように正六
角形燃料集合体の一辺の最外周の燃料棒一列が存在しな
い構造になっている。すなわち、六角形燃料集合体にお
いて、向かいあう最外層燃料棒列に平行な三組の燃料棒
列のうち二組が17列で等しく、残りの一組が16列と
なっている。制御棒の翼には、B4C が充填されたステ
ンレス管が配置されており、翼の間隔はそれぞれ120
度で、それぞれの翼を延長した直線により正三角形が構
成されるように翼が配置されている。また、制御棒の先
端部には、軽水より減速能が小さな物質である炭素で構
成されたフォロアー部を有している。図7に平衡炉心の
燃料配置を示す。燃料集合体1に記された番号は、炉心
に滞在している期間をサイクル数で示している。中性子
インポータンスが低い炉心最外周には、炉内滞在期間が
最も長い3サイクル目燃料が装荷されている。その内側
である炉心外側領域には、中性子無限増倍率が最も高
い、炉内滞在期間1サイクル目燃料を装荷し、炉心径方
向の出力分布平坦化を図っている。炉心内側領域には、
炉内滞在期間2および3サイクル目燃料が分散装荷され
ており、内側領域の出力分布平坦化を図っている。図8
に、平衡炉心におけるオリフィスの状態を示しており、
燃料集合体1に記された番号は、燃料支持部に設置され
たオリフィスの開閉度が異なることを示しており、3領
域になっている。燃料集合体出力が小さな炉心外側領域
(番号1及び2)のオリフィス口径は、内側領域のオリ
フィス口径より小さくなっている。図9に平衡炉心用の
燃料集合体の水平断面で平均した核分裂性Puの富化度
の高さ方向分布を示す。なお、Puが富化されるウラン
は劣化ウランである。炉心の高さは55cmで、炉心の下
端から8/12のところで2領域に分割され、上部の富
化度が12wt%,下部が10wt%である。また、炉
心部の上下にそれぞれ25cmと20cmの劣化ウランのブ
ランケットが付設されている。図10に燃料集合体の下
部の水平断面のPuの富化度分布を示す。核分裂性Pu
の富化度は10.4wt%,9.4wt%,8.4wt
%,7.4wt% の4種類、平均富化度は10wt%で
ある。燃料集合体の上部の水平断面のPuの富化度分布
は、下部と同じ分布で、核分裂性Puの富化度は12.
4wt%,11.4wt%,10.4wt%,9.4wt
%の4種類、平均富化度は12wt%である。図11
に、炉心平均の高さ方向の出力分布とボイド率分布を示
す。炉心平均ボイド率は61%、炉心出口の蒸気重量率
は32wt%である。
六角形燃料集合体,炉心平均ボイド率61%,Y字型制
御棒の組合せにより、水対燃料の実効体積比0.27 が
達成され、炉内増殖比0.90,ブランケット増殖比0.
11,合計1.01 の増殖比が実現した。
な水対燃料体積比を、現行炉の約2.0から0.27に低
減することにより、増殖に1.01 の軽水炉が実現す
る。本炉心の出力は、現行のABWRと同じ出力135
万kWeで、炉心の外接半径は2.8m で、ABWRの
値とほぼ同じである。炉心高さは55cmで、その上下
に、それぞれ25cm,20cmのブランケットが付いてお
り、短尺燃料集合体になっている。しかし燃料棒が稠密
になっているため、燃料棒の全長は、ABWRと大差な
く、MCPRは1.32で、熱的な設計基準値、1.24
を十分満たしている。稠密にかかわらず炉心部55cmの
短尺燃料としたため、Puインベントリーは、100万
kWe出力あたりの核分裂性Pu量に換算して4.4 ト
ンと少なく、再処理等のPuの炉外滞在期間を考慮して
も、100万kWeあたり10トン以下となる。
施例では、世界のウラン埋蔵量1500万トンから生じる
1.5 万トンの核分裂性Puと劣化ウラン1500万ト
ンを使って、100万kWe炉1500基を1万年間運
転を続けることが出来、エネルギーの長期安定供給体制
が実現する。
ぼ同じ大きさの圧力容器で、同じ出力を出し、燃料の被
覆材もABWRと同じジルカロイで、同一燃焼度45G
Wd/tが達成される。
転中の燃料をもやしきりの軽水炉と同程度の発電コスト
で、エネルギー長期安定供給に対応できるBWRが実現
する。
70cmであるが、本実施例では55cmである。したがっ
て、炉心中で発生する蒸気の量が増加した時の反応度の
増加を表わすボイド係数を負にする中性子漏洩効果が大
きい。又、燃料集合体の高さ方向について上端から1
8.3cm の所で、核分裂性Puの富化度が異なる上下2
領域燃料になっており、上部の富化度が12wt%,下
部の富化度が10wt%である。一方、炉心のボイド量
が増加した時には、すでに飽和状態に達している炉心上
部より、ボイド率の低い炉心下部の方がボイド率の相対
的な増加量は約20%大きく、その結果、中性子インポ
ータンスの高い炉心上部から、中性子インポータンスの
低い炉心下部への中性子束分布のスウィングが起こり、
負のボイド反応度が投入される。又、本実施例では、炉
心出口の蒸気重量率が32%で、異常な過渡変化時にお
いても、全冷却材が蒸気になることはなく、常に2相流
状態を保ち、現在のBWRと同様、炉心内に蓄積された
コロージョン生成物等の放射性物質を沸騰による蒸留作
用により炉心内に閉じ込め、タービン側への移行を防い
でいる。
転中の燃料もやしきりの軽水炉と同程度の安全性の下
で、エネルギー長期安定供給に対応出来るBWRが実現
する。現在運転中のBWRは、核分裂反応の85%前後
が0.6eV以下の熱中性子領域で発生しているのに対
して、本実施例の核分裂反応が生じるエネルギー中央値
は、約1keVであり、共鳴領域での反応割合が非常に
大きい。そのためドップラー係数は、現在運転中のBW
Rが1.6×10-5Δk/k/℃ であるのに対して、本
実施例の値は3.7×10-5Δk/k/℃で、約2倍大
きい。
7.0×10-4Δk/k/%void であり、本実施例の値
は、−0.5×10-4k/k/%void と、絶対値が小さ
く設計されている。その結果、圧力が上昇する事象と
か、冷却水の温度が低下する事象での熱的余裕が比較的
大きくなる。
転中のBWRより、かなりの過渡事象において、より安
全余裕の大きなBWR炉心が実現する。
体,Y字型制御棒と炉心平均ボイド率61%の組合せに
より、劣化ウランに平均10.5wt% の核分裂性Pu
を富化した燃料により、増殖比1.01 が実現され、炉
心高さを55cmにしたことで、Puインベントリも低減
して、世界の天然ウラン埋蔵量1500万トンで、百万
kWの炉1500基を1万年間運転出来るBWRで、エ
ネルギー長期安定供給が図れる。又、現在運転中のBW
Rと圧力容器の直径や出力等の運転条件,使用材料をほ
ぼ同じにしたことにより、性能の大幅向上にもかかわら
ず、発電コストを現行BWRと同程度に押えることが出
来る。又、短尺燃料集合体,上下二領域燃料集合体によ
る負のボイド係数の維持や、炉心出口の蒸気重量率を約
30%におさえたことにより、沸騰による蒸留機能を維
持して放射化物質を圧力容器内に閉じ込める等、現行B
WRと同程度の安全余裕を保つことが出来る。
めざして、現行軽水炉で使用される濃縮ウラン製造時
に、その残渣として発生する劣化ウランにPuを富化し
た燃料についての構成,作用,効果を述べた。しかし、
劣化ウランのかわりに、天然ウランや、使用済み燃料か
ら回収される減損ウラン,低濃縮ウランにPuを富化し
た燃料でも同等以上の効果が得られる。この場合、燃料
に含まれるウラン−235の重量割合が増加することで、
核分裂性Puの富化度を劣化ウラン使用の場合に比べ
て、0.5wt% 以上低くすることができる。その結
果、核分裂性Puに対する増倍比を約3%以上高くでき
るとともに、ボイド係数をより負にすることができる。
また、Puインベントリーが低減できるので、RBWR
運転基数をさらに増加できる。
が、ボイド係数が0あるいは若干正を有しても、ドップ
ラー係数を含めた出力係数は負にすることができる。本
願発明者らの検討によれば、安全性の評価結果から、出
力係数が負であれば、ボイド係数の正負は本質的には問
題ないことが示されている。したがって、炉心部を55
cmよりさらに長くして、熱的余裕をさらに増大させるこ
とができる。また、燃料棒間隙を1.3mm より狭くし
て、増殖比を増大することも可能である。
た燃料について述べたが、Puとともにその他のアクチ
ノイド核種を富化することもできる。この場合には、RB
WRは中性子の平均エネルギーが高いので、Puが質量数
の高いアクチノイド核種に移行しにくくなるとともに、
アクチノイド核種を核分裂反応により消滅することがで
きる。
化度が炉心の下端から8/12のところで上下2領域に
なっているが、これに限定されるものではない。図28
に、本実施例とは異なる平衡炉心用燃料集合体の、水平
断面で平均した核分裂性Pu富化度の高さ方向分布例を
示す。Puが富化されるウランは、本実施例と同じ劣化
ウランであり、炉心部の上下にそれぞれ25cmと20cm
の劣化ウランのブランケットが付設されている。炉心の
高さは、本実施例と同じ55cmで、炉心の下端から1/
12,2/12,7/12,8/12のところで5領域に
分割されている。核分裂性Pu富化度は、上部より1
2.5wt%,10.5wt%,9.5wt%,10.5wt
%,12.5wt%となっており、集合体平均の核分裂
性Puの富化度は11wt%で、上半分の平均富化度は
11.7wt% 、下半分の平均富化度は10.2wt%
である。下端近傍の領域の核分裂性Pu富化度を高める
とともに、最高富化度(12.5wt%)と最低富化度
(9.5wt%)の間に中間富化度(10.5wt%)を
配置することで、図29に示すように、軸方向の出力分
布をより平坦化することができる。図28の実施例で
は、本実施例に比べ、出力ピーキングがさらに5%低減
できる。また、燃料集合体の高さ方向については、上半
分の平均核分裂性Puの富化度が下半分の平均値より高
くなっており、本実施例と同様に、ボイド反応度係数を
低減する効果が得られる。さらに、軸方向の出力分布を
平坦化したことで、炉心上下からの中性子漏洩量が増大
する。これにより、所要核分裂性Pu富化度は本実施例
より増大するが、ボイド反応度係数をさらに低減する効
果が得られる。図30は、図28の変形で中間富化度
(10.5wt%)を無くした場合である。出力分布平
坦化の効果は図28の方が大きいが、本実施例と同じ2
種類の核分裂性Pu富化度で、同様の効果が得られる。
図18〜図20により説明する。
Weの炉心水平断面を示す。720体の燃料集合体9と
燃料集合体3体に一体の割合で、223本のY字型制御
棒10が示されている。図19に燃料集合体格子の断面
を示す。直径10.1mm の燃料棒3が、燃料棒間隙1.
3mm で正三角形に配置され、燃料棒列10列の正六角
形集合体を形成している。そして、燃料集合体3体に一
体の割合でY字型制御棒が図18のように配置されてお
り、制御棒が挿入されない燃料集合体間の間隙が、挿入
される燃料集合体間の間隙より狭くなっている。制御棒
の翼には、B4Cが充填されたステンレス管が配置されて
おり、翼の間隔はそれぞれ120度となっている。ま
た、制御棒の先端部には、軽水より減速能が小さな物質
である炭素で構成されたフォロアー部を有している。炉
心内の燃料の配置,オリフィスの状態,平衡炉心用の燃
料集合体の水平断面で平均した核分裂性Pu富化度の高
さ方向の分布は、いずれも実施例1の図7,図8,図9
と同じである。図20に燃料集合体内の下部の水平断面
の核分裂性Puの富化度分布を示す。正六角形燃料集合
体に隣接しないY字型制御棒の1翼に対して、核分裂性
Puの富化度分布が対称になっている。核分裂性Puの
富化度は10.4wt%,9.4wt%,8.4wt%,
7.4wt% の4種類、平均富化度は10wt%であ
る。燃料集合体の上部の水平断面のPuの富化度分布
は、下部と同じ分布で、核分裂性Puの富化度は12.
4wt%,11.4wt%,10.4wt%,9.4wt
%の4種類、平均富化度は12wt%である。
り、燃料集合体あたりの燃料棒本数が実施例1に比べ1
0本増加し、平均線出力密度が下がるとともに、伝熱面
積が増大するため、熱的余裕が改善される。一方、燃料
集合体外にY字型制御棒のスペースが増大するため、実
施例1より炉心の外接半径は増大する。本実施例におい
ても、稠密の六角形燃料集合体,Y字型制御棒と炉心平
均ボイド率61%の組合せにより、水対燃料の実効体積
比0.27 が達成される。その結果、炉心特性は、実施
例1と同等であり、同等の効果が得られる。
かわりに、天然ウランや、使用済み燃料から回収される
減損ウラン、低濃縮ウランにPuを富化した燃料でも同
等以上の効果が得られる。さらに、Puとともにその他
のアクチノイド核種を富化することもできる。
/12のところで核分裂性Puの富化度が上下2領域に
なっているが、これに限定されるものではない。実施例
1の変形である図28あるいは図30にすれば、実施例
1の場合と同様の効果が得られる。
図15〜図17により説明する。
Weの炉心の水平断面を示す。720体の正六角形燃料集
合体6と燃料集合体3体に挿入されるクラスター制御棒
を1つの制御棒駆動機構で作動させる223本の制御棒
駆動機構7が示されている。図16に燃料集合体格子の
水平断面を示す。直径10.1mm の燃料棒3が燃料棒間
隙1.3mm で正三角形に配置され、燃料棒列10列の正
六角形集合体を形成している。その中で、燃料棒格子の
12ヶ所には、クラスター制御棒が入るガイドチューブ
8が配置されている。炉心の燃料の配置,オリフィスの
状態,平衡炉心用の燃料集合体の水平断面で平均した核
分裂性Puの富化度の高さ方向の分布は、いずれも、実
施例1の図7,図8,図9と同じである。図17に燃料
集合体内の下部の水平断面のPu富化度分布を示す。実
施例1,2より減速材の分布が均質であるため、2種類
の核分裂性Pu富化度で出力ピーキングを抑えることが
できる。燃料棒1,2の核分裂性Pu富化度はそれぞれ
9.0wt%,10.1wt%である。燃料集合体内の上部
の水平断面のPu富化度分布は下部と同じで、燃料棒
1,2の核分裂性Pu富化度はそれぞれ11.0wt
%,12.1wt%である。
されるため、実施例1に比べ、燃料棒本数は2本減少す
るが、より大きな反応度制御効果が得られ、吸収材とし
て天然ボロンを用いても必要反応度が制御できる。本実
施例においても、稠密の六角形燃料集合体,クラスター
型制御棒と炉心平均ボイド率61%の組合せにより、水
対燃料の実効体積比0.27 が達成される。その結果、
炉心特性は、実施例1と同等であり、同等の効果が得ら
れる。
かわりに、天然ウランや、使用済み燃料から回収される
減損ウラン、低濃縮ウランにPuを富化した燃料でも同
等以上の効果が得られる。さらに、Puとともにその他
のアクチノイド核種を富化することもできる。
/12のところで核分裂性Puの富化度が上下2領域に
なっているが、これに限定されるものではない。実施例
1の変形である図28あるいは図30にすれば、実施例
1の場合と同様の効果が得られる。
図12〜図14により説明する。本実施例は、実施例1
の構成をベースに炉心性能を高度化したものであるが、
実施例2あるいは3の構成をベースとしても同等の炉心
が実現できる。
燃料の高燃焼度化を特徴とする炉心の場合である。本実
施例の炉心水平断面,燃料集合体格子の断面,オリフィ
ス分布は、実施例1の図1,図6,図8と同じである。
図12に平衡炉心の燃料配置を示す。燃料集合体に記さ
れた番号は炉心に滞在している期間をサイクル数で示し
ている。中性子インポータンスが低い炉心最外周には、
炉内滞在期間が最も長い3サイクル目燃料が装荷されて
いる。その内側である炉心外側領域には、中性子無限増
倍率が最も高い、炉内滞在期間1サイクル目燃料を装荷
し、炉心径方向の出力分布平坦化を図っている。炉心内
側領域には、炉内滞在期間2および3サイクル目燃料が
分散装荷されており、内側領域の出力分布平坦化を図っ
ている。本実施例では、軸方向中央部にブランケット部
を有することで、実施例1に比べ、燃焼反応度が小さく
なったため、3サイクル目燃料が炉心中央領域で多くな
っている。図13に平衡炉心用燃料集合体の水平断面で
平均した核分裂性Pu富化度の高さ方向分布を示す。な
お、Puが富化されるウランは劣化ウランである。炉心
高さは77cmで、炉心の下端から、23cm,52cmのと
ころで、1,2,3の3領域に分割され、それぞれの核
分裂性Pu富化度は、17wt%,0wt%,17wt
%,平均で10.6wt% である。又、炉心部の上下部
にそれぞれ25cm,20cmの劣化ウランのブランケット
が付設されている。図14に炉心平均の高さ方向の出力
分布とボイド率分布を示す。炉心平均ボイド率は60
%、炉心出口の蒸気重量率は29%である。
燃料集合体は燃料棒間隙1.3mm の正三角形格子の稠密
六角形燃料集合体で、炉心平均ボイド率60%,Y字型
制御棒の組合せにより、水対燃料の実効体積比0.27
が達成され、炉内増殖比0.87,ブランケット増殖比0.1
4,合計1.01の増殖比が実現した。
いて、核分裂性Puの富化度が17wt%の部分が上下
にあり、その間の中央領域は核分裂性Puを含まない劣
化ウランとなっている。出力が上昇した時や、炉心冷却
材流量が低下した時に、炉心内の蒸気ボイド率が上昇す
るが、その際、炉心上部の出力分布は、中央の核分裂性
Puを含まない領域にスウィングする。これにより、実
施例1より大きな炉心の反応度低下効果が得られる。そ
の結果、実施例1よりさらに燃料を高燃焼度化しても、
ボイド係数は、実施例1と同じ−0.5×10-4k/k
/%void とすることができた。
ぼ同じ大きさの圧力容器で、同じ出力を出し、70GW
d/tが達成される。
くなったが、Puインベントリーは、100万kWe出
力あたりの核分裂性Pu量に換算して6.2 トンと少な
く、再処理等のPuの炉外滞在期間を考慮しても、10
0万kWeあたり10トン以下となり、実施例1と同様
な効果が得られる。
かわりに、天然ウランや、使用済み燃料から回収される
減損ウラン、低濃縮ウランにPuを富化した燃料でも同
等以上の効果が得られる。さらに、Puとともにその他
のアクチノイド核種を富化することもできる。さらに、
本実施例では、燃料集合体の高さ方向について、核分裂
性のPu富化度が等しい部分が上下にあり、その間に核
分裂性Puを含まない劣化ウランの構成となっている。
しかしながら、上下の核分裂性Puの富化度は、必ずし
も等しくする必要はない。また、本実施例では、劣化ウ
ランの領域が炉心部中央よりやや上部に配置されている
が、これに限定されるものではない。上下の核分裂性P
uの富化度,劣化ウラン領域の位置を組み合わせること
で、軸方向出力ピーキングを同等にすることは可能であ
る。
図21〜図22により説明する。本実施例では、実施例
1の構成をベースに炉心性能を高度化したものである
が、実施例2あるいは3の構成をベースとしても同等の
炉心が実現できる。
最小限界出力比、最大線出力密度に余裕を持たせたこと
を特徴とした炉心の場合である。本実施例の炉心の水平
断面からみた構成は、実施例1と同じである。図21に
第5の実施例用燃料集合体の水平断面で平均した核分裂
性Pu富化度の高さ方向分布を示す。なお、Puが富化
されるウランは劣化ウランである。炉心高さは91cm
で、炉心の下端から、33cm,53cmのところで、1,
2,3の3領域に分割され、それぞれの核分裂性Pu富
化度は、11.7wt%,0wt%,11.7wt%,平
均で9.1wt%である。又、炉心部の上下端部にそれ
ぞれ25cm,20cmの劣化ウランのブランケットが付設
されている。図22に炉心平均の高さ方向の出力分布と
ボイド率分布を示す。炉心平均ボイド率は57%、炉心
出口の蒸気重量率は26%である。燃料集合体構成は実
施例1と同じであり、燃料集合体は燃料棒間隙1.3mm
の正三角形格子の稠密六角形燃料集合体で、炉心平均ボ
イド率57%,Y字型制御棒の組合せにより、水対燃料
の実効体積比0.28 が達成され、炉内増殖比0.93,ブ
ランケット増殖比0.08,合計1.01 の増殖比が実
現した。
いて、核分裂性Puの富化度が11.7wt%の部分が上下
にあり、その間の中央領域は核分裂性Puを含まない劣
化ウランとなっている。出力が上昇した時や、炉心冷却
材流量が低下した時に、炉心内の蒸気ボイド率が上昇す
るが、その際、炉心上部の出力分布は、中央の核分裂性
Puを含まない領域にスウィングする。これにより、実
施例1より大きな炉心の反応度低下効果が得られる。そ
の結果、実施例1より炉心高さを高くしても、ボイド係
数は、実施例1と同じ−0.5×10-4k/k/%void
とすることができた。また、炉心中央の核分裂性Puを
含まない領域へ、核分裂性Puを含む上下の領域から中
性子が流入することにより、増殖比を増大することがで
きる。したがって、炉心流量を増加し、炉心平均のボイ
ド率を実施例1より低くしても、同等以上の増倍比が得
られる。また、炉心流量を増加したことにより、MCP
Rは1.45 となり、実施例1に比べ、熱的余裕を増大
した炉心を実現できる。
かわりに、天然ウランや、使用済み燃料から回収される
減損ウラン、低濃縮ウランにPuを富化した燃料でも同
等以上の効果が得られるし、Puとともにその他のアク
チノイド核種を富化することもできる。さらに、本実施
例においても、上下の核分裂性Puの富化度は、必ずし
も等しくする必要はなく、炉心部中央領域の劣化ウラン
位置も、これに限定されるものではない。
くなったが、Puインベントリーは、100万kWe出
力あたりの核分裂性Pu量に換算して6.3 トンと少な
く、再処理等のPuの炉外滞在期間を考慮しても、10
0万kWeあたり10トン以下となり、実施例1と同様
な効果が得られる。
図23〜図24により説明する。本実施例では、実施例
1の構成をベースに、炉心性能を高度化したものである
が、実施例2または3をベースにしても同様の炉心が実
現できる。
Puインベントリーを増大し、Pu貯蔵炉としての特徴
を有する炉心の場合である。本実施例の炉心の水平断面
からみた構成は、実施例1と同じである。図23に第6
の実施例用燃料集合体の水平断面で平均した核分裂性P
u富化度の高さ方向分布を示す。なお、Puが富化され
るウランは劣化ウランである。炉心高さは126cmで、
炉心の下端から、42cm,82cmのところで、1,2,
3の3領域に分割され、それぞれの核分裂性Pu富化度
は、11.7wt%,0wt%,11.7wt%,平均で
8.0wt%である。又、炉心部の上下端部にそれぞれ
25cm,20cmの劣化ウランのブランケットが付設され
ている。図24に炉心平均の高さ方向の出力分布とボイ
ド率分布を示す。炉心平均ボイド率は60%、炉心出口
の蒸気重量率は31%である。燃料集合体構成は実施例
1と同じであり、燃料集合体は燃料棒間隙1.3mm の正
三角形格子の稠密六角形燃料集合体で、炉心平均ボイド
率60%,Y字型制御棒の組合せにより、水対燃料の実
効体積比0.27 が達成され、炉内増殖比0.95,ブラン
ケット増殖比0.07,合計1.02 の増殖比が実現し
た。
いて、核分裂性Puの富化度が11.7wt%の部分が上下
にあり、その間の中央領域は核分裂性Puを含まない劣
化ウランであり、実施例4,5に比べ、炉心中央部の劣
化ウラン領域が40cmと増加しており、ボイド係数の低
減効果、増殖比の増大効果を大きくすることができた。
これにより、核分裂性Puを含む領域を増大することが
でき、Puインベントリーを10.3 トンとすることが
できる。
が、本実施例においても、劣化ウランのかわりに、天然
ウランや、使用済み燃料から回収される減損ウラン,低
濃縮ウランにPuを富化した燃料を使用することができ
る。さらに、Puとともにその他のアクチノイド核種を
富化することもできる。
方向について、核分裂性のPu富化度が等しい部分が上
下にあり、その間に核分裂性Puを含まない劣化ウラン
の構成となっている。しかしながら、上下の核分裂性P
uの富化度は、必ずしも等しくする必要はない。また、
本実施例では、劣化ウランの領域が炉心部中央よりやや
上部に配置されているが、これに限定されるものではな
い。
図25〜図26により説明する。本実施例では、実施例
1の構成をベースに、炉心性能を高度化したものである
が、実施例2または3をベースにしても同様の炉心が実
現できる。
負のボイド係数が大きいことを特徴とする炉心の場合で
ある。本実施例の炉心の水平断面からみた構成は、実施
例1と同じである。図25に第7の実施例用燃料集合体
の水平断面で平均した核分裂性Pu富化度の高さ方向分
布を示す。なお、Puが富化されるウランは劣化ウラン
である。炉心高さは65cmで、炉心の下端から、23c
m,38cmのところで、1,2,3の3領域に分割さ
れ、それぞれの核分裂性Pu富化度は、13.5 wt
%,0wt%,13.5wt%,平均で10.5wt%で
ある。又、炉心部の上下端部にそれぞれ25cm,20cm
の劣化ウランのブランケットが付設されている。図26
に炉心平均の高さ方向の出力分布とボイド率分布を示
す。炉心平均ボイド率は60%、炉心出口の蒸気重量率
は29%である。
燃料集合体は燃料棒間隙1.3mm の正三角形格子の稠密
六角形燃料集合体で、炉心平均ボイド率60%,Y字型
制御棒の組合せにより、水対燃料の実効体積比0.27
が達成され、炉内増殖比0.90,ブランケット増殖比0.1
2,合計1.02の増殖比が実現した。
いて、核分裂性Puの富化度が13.5wt%の部分が上下
にあり、その間の中央領域は核分裂性Puを含まない劣
化ウランであり、実施例5,6に比べ、炉心上下の核分
裂性Puの領域が減少しており、短尺によるボイド係数
の低減効果がさらに加わる。その結果、ボイド係数はー
1.8×10-4k/k/%void とすることができた。こ
れにより、流量制御による出力制御や反応度制御が可能
となる。
かわりに、天然ウランや、使用済み燃料から回収される
減損ウラン、低濃縮ウランにPuを富化した燃料を使用
することができる。さらに、Puとともにその他のアク
チノイド核種を富化することもできる。
方向について、核分裂性のPu富化度が等しい部分が上
下にあり、その間に核分裂性Puを含まない劣化ウラン
の構成となっている。しかしながら、上下の核分裂性P
uの富化度は、必ずしも等しくする必要はない。核分裂
性Puの富化度、劣化ウラン領域の位置に対する本実施
例の変形を図31に示す。図31においても、軸方向出
力ピーキングを本実施例と同等にすることができる。
料集合体の水平断面で平均した核分裂性Pu富化度の高
さ方向分布例を示す。なお、Puが富化されるウラン
は、本実施例と同様、劣化ウランであり、炉心高さは6
5cm、炉心部の上下端部にそれぞれ25cm,20cmの劣
化ウランのブランケットが付設されている。炉心の下端
から、20cm,35cmのところで、1,2,3の3領域
に分割され、それぞれの核分裂性Pu富化度は、13.
5wt%,0wt%,13.5wt%,平均で10.5wt
%である。核分裂性Puを含まない劣化ウランの領域が
本実施例よりさらに炉心下部に移動することにより、図
33に示すように、軸方向出力分布は上部ピークとなる
が、ボイド増大時の出力変動が増大するため、ボイド反
応度係数をより負にする効果が得られる。
例において、使用済み燃料から取り出されたアクチノイ
ド核種をPuと同時にリサイクルされた場合である。
は、実施例1と同じである。本実施例用燃料集合体にお
いても、水平断面で平均した核分裂性Pu富化度の高さ
方向の分布は実施例7と同じである。なお、Puが富化
されるウランは、プルトニウムと同時に使用済み燃料か
ら取り出されたウランであり、使用済み燃料から取り出
されたアクチノイド核種も同時に添加されている。核分
裂性Pu富化度は、13.5wt%,0wt%,13.5w
t%、平均で10.5wt%である。又、炉心部の上下
部にそれぞれ25cm,20cmの劣化ウランのブランケッ
トが付設されている。
燃料集合体は燃料棒間隙1.3mm の正三角形格子の稠密
六角形燃料集合体で、炉心平均ボイド率61%,Y字型
制御棒の組合せにより、水対燃料の実効体積比0.27
が達成され、炉内増殖比0.91,ブランケット増殖比0.1
0,合計1.01の増殖比が実現した。
いて、核分裂性Puの富化度が13.5wt%の部分が上下
にあり、その間の中央領域は核分裂性Puを含まない劣
化ウランであり、実施例5,6に比べ、炉心上下の核分
裂性Puの領域が減少しており、短尺によるボイド係数
の低減効果がさらに加わる。その結果、使用済み燃料か
ら取り出されたアクチノイド核種をPuと同時にリサイ
クルしてもボイド係数は負にすることができる。
チノイド核種をPuと同時にリサイクルすることを繰り
返すことで、長寿命の放射性核種が炉内で平衡状態にな
り、一定量に達する。したがって、本実施例では、アク
チノイド核種の発生量と消滅量がバランスして、増加量
は零となり、放射性廃棄物の中で特に問題となっている
長半減期のアクチノイド核種の全発生量を大幅に低減す
るのみからず、Puを含むアクチノイド核種を原子炉,
再処理施設,燃料製造施設の中のみにとじこめることが
できる。
WRに適用した場合である。
型制御棒と、現行PWRの燃料棒外径より太径の14.
3mmを、燃料棒間隙1.0mmで正三角形の格子状に稠密
に配置した正六角形燃料集合体で炉心を構成した。図3
4に第9の実施例用燃料集合体の水平断面で平均した核
分裂性Pu富化度の高さ方向分布を示す。なお、Puが
富化されるウランは劣化ウランである。炉心高さは50
cmで、核分裂性Pu富化度は、10.5wt% で一様で
ある。炉心部の上下端部にそれぞれ30cmの劣化ウラン
のブランケットが付設されている。
六角形燃料集合体で、太径燃料棒,クラスター型制御棒
の組合せにより、水対燃料体積比0.44 が達成され
た。その結果、炉内増殖比0.90,ブランケット増殖
比0.11,合計1.01 の増殖比が実現した。
いて、核分裂性のPu富化度が一様となっている。しか
しながら、燃料構成はこれに限定されるものではない。
核分裂性Puの軸方向富化度分布に対する本実施例の変
形を図35及び図36に示す。図35においては、軸方
向出力ピーキングをより平坦にするため、炉心上下端部
の核分裂性Pu富化度が中央領域のそれより高くなって
いる。図36においては、炉心高さは65cmで、炉心の
下端から、25cm,40cmのところで、1,2,3の3
領域に分割され、それぞれの核分裂性Pu富化度は、1
3.0wt%,0wt%,13.0wt%,平均で10w
t%となっている。また、炉心部の上下端部にそれぞれ
30cmの劣化ウランのブランケットが付設されている。
核分裂性Puを含まない劣化ウランの領域が炉心中央部
にあることで、ボイド発生時の投入反応度をより負にす
る効果が得られる。
燃料棒外径より太径の14.3mm を採用したが、現行P
WRの9.5mm を使用することもできる。この場合、燃
料棒間隙1.0mm の正三角形格子の稠密六角形燃料集合
体で、クラスター型制御棒を組合せることにより、水対
燃料体積比0.58 が達成される。水対燃料体積比の増
大により、核分裂性Pu富化度を本実施例より0.5w
t% 程度高める必要があるが、増殖比1.0 を実現で
きる。
かわりに、天然ウランや、使用済み燃料から回収される
減損ウラン,低濃縮ウランにPuを富化した燃料を使用
することができる。さらに、Puとともにその他のアク
チノイド核種を富化することもできる。
現行BWRと同じ正方形燃料集合体に適用した場合であ
る。
す。水対燃料体積比を減少するため、現行BWRの燃料
棒外径より太径の13.8mmを、燃料棒間隙1.0mmで正
三角形の格子状に稠密に配置した。燃料集合体当りの燃
料棒本数は85本である。チャンネルボックス11外部
の減速材は、十字型制御棒上端部に設置されたフォロア
ー部並びに、制御棒が挿入されない反対側のギャップ水
領域はフォロアー部と同様に減速能が小さな物質からな
る水排除板により排除されている。これにより、実効的
な水対燃料体積比0.53 が達成され、他の実施例と同
様の炉心高さ方向の燃料構成により、増殖比1.0 が実
現できる。燃料集合体内の燃料棒出力ピーキングを平坦
にするため、本実施例では、チャンネルボックスに面し
た燃料棒の核分裂性Puの富化度を他の領域の燃料棒の
それより低くしている。
かわりに、天然ウランや、使用済み燃料から回収される
減損ウラン,低濃縮ウランにPuを富化した燃料を使用
することができる。さらに、Puとともにその他のアク
チノイド核種を富化することもできる。
ン,減損ウランや低濃縮ウランにPuを添加した燃料
で、増殖比1.0近傍又は1.0以上を達成することで、
Puを触媒のようにして、劣化ウラン,天然ウラン,減
損ウランや低濃縮ウランを燃焼されることができ、エネ
ルギー長期安定供給に寄与出来る。
ンや低濃縮ウランにPuを添加した燃料からなる稠密六
角形燃料集合体あるいは正方形燃料集合体、45%〜7
0%の高ボイド率冷却材、及び、クラスター型,Y字型
または十字型制御棒を組合せ、実効的な水対燃料体積比
を0.1〜0.6 としたことにより、増殖比1.0近傍又
は1.0 以上が達成でき、エネルギー長期安定供給に寄
与出来る。
径の圧力容器で同じ出力を出し、炉心の高さを40〜1
40cmと短尺の燃料集合体にしたことにより、Puのイ
ンベントリーを少なく出来、限られた世界の天然ウラン
埋蔵量の下で、軽水炉の使用済燃料から発生するPu
で、多くの本発明の炉が運転出来ることになり、エネル
ギー長期安定供給に寄与出来る。
径や、出力等の運転条件,使用材料をほぼ同じにしたこ
とにより、性能が大幅に向上したにもかかわらず、発電
コストを現行のBWRと同程度に抑えることが出来る。
合体,軸方向非均質燃料集合体により、炉心上下方向の
中性子漏洩の増大,出力分布の炉心上下方向のスウィン
グ等の活用により、負のボイド係数の炉心が実現出来、
燃料燃やしきり型の現行軽水炉と同程度の安全性を有す
ることができる。
材の組合せにより、共鳴エネルギー領域の中性子の割合
が増加し、ドップラー効果が増大するとともに、負のボ
イド係数の絶対値が小さくなるので、出力上昇事象,加
圧事象,冷却材ボイド率減少事象等の安全性が向上す
る。
0%以下におさえたため、炉内に蓄積されたコロージョ
ン生成物等の放射性物質を、沸騰による蒸溜機能を維持
することにより、炉内に閉じ込めることが出来、現在運
転中のBWRと同程度のタービン側の放射性レベルを維
持出来るとともに、従来の増殖炉の概念である蒸気冷却
高速炉より、大幅な放射性レベルの低減が図れる。
されるクラスター型制御棒より構成される炉心により、
炉心の均質性が増加し、熱的余裕が増大する。
挿入されるY字型制御棒より構成される炉心により、炉
心下部から挿入する現行BWRの技術がそのまま活用出
来る。
挿入される十字型制御棒より構成される炉心により、現
行BWRの炉心システムがそのまま活用出来る。
るいは正方形燃料集合体において、Y字型または十字型
の制御棒に近接した領域から、制御棒より離れた領域に
わたる多領域、特に2〜5領域について、核分裂性Pu
富化度を変化させた2〜5種類の燃料棒で構成すること
により、燃料集合体内の出力ピーキングが低減され、熱
的余裕が増大する。
W/lに高めることにより、単位出力あたりのPuイン
ベンリー量が低減し、一定のPuに対して運転出来る本
発明の発電設備容量が増大し、エネルギーの長期安定供
給に寄与する。
断面の核分裂性Puの平均富化度が6wt%以上(劣化
ウランを用いた場合)の部分が40〜140cmの間であ
ることにより、単位出力あたりのPuインベントリー量
が低減し、一定のPuに対して運転できる本発明の発電
設備容量が増大し、エネルギーの長期安定供給に寄与す
るとともに、蒸気発生量が増加したときの炉心高さ方向
の中性子漏洩効果が増大して、負のボイド係数を大きく
し、安全性に寄与する。
た燃料集合体の上半部の核分裂性Pu富化度の平均値よ
り、下半部の平均値が低いことにより、炉心高さ方向の
出力分布が平坦化して、熱的余裕が増大するとともに、
蒸気発生量が増加した時に、炉心高さ方向の出力分布の
スウィングが働き、負のボイド反応度係数が増大して安
全性に寄与する。
ト部を除く高さ方向について、核分裂性Puの富化度が
6w/o以上の部分が上下にあり、その間の中央付近の
領域の核分裂性Pu富化度を6%以下にすることによ
り、炉の出力が上昇し、炉心内の蒸気量が増加したとき
の炉心上下方向の出力分布スウィングによる負のボイド
係数が大きくなり、安全性が向上する。さらに、炉心軸
方向中央付近の領域の中性子吸収効果により、炉心に装
荷出来るPuインベントリーが大きくなり、Pu貯蔵炉
としての機能が向上する。そして、炉心高さも相対的に
高くなり、燃料棒の全長も長くなるので、最大線出力密
度に対する熱的余裕も大きくなる。
ることにより、核不拡散に対する防止効果が大きくな
る。
種を同時にリサイクルすることにより、アクチノイド核
種の発生量と消滅量をバランスさせて増加量を零とする
とともに放射性廃棄物の中で、特に問題になっている長
半減期のアクチノイド核種を原子炉,再処理施設,燃料
製造施設の中のみに閉じ込めることが出来、環境に対す
る特性が向上する。
図。
効的な水対燃料体積比の関係を表わす特性図。
を表わす特性図。
性図。
図。
図。
図。
化度分布図。
棒富化度分布図。
びボイド率分布を示した特性図。
燃料集合体配置図。
向富化度分布図。
及びボイド率分布を示した特性図。
面図。
断面図。
料棒富化度分布図。
面図。
断面図。
料棒富化度分布図。
料集合体の軸方向富化度分布図。
出力、及びボイド率分布を示した特性図。
料集合体の軸方向富化度分布図。
出力、及びボイド率分布を示した特性図。
料集合体の軸方向富化度分布図。
出力、及びボイド率分布を示した特性図。
重量率の関係を示した特性図。
富化度分布の変形例。
イド率分布を示した特性図。
富化度分布の変形例。
の軸方向富化度分布の変形例。
の軸方向富化度分布の変形例。
イド率分布を示した特性図。
の軸方向富化度分布図。
の軸方向富化度分布の変形例。
の軸方向富化度分布の変形例。
の水平断面図。
…燃料棒、4,11…チャンネルボックス、5…Y字型
制御棒の1翼、7…制御棒駆動機構、8…ガイドチュー
ブ。
Claims (20)
- 【請求項1】劣化ウランに、プルトニウムまたはプルト
ニウムとアクチノイド核種を富化した燃料を有する軽水
炉炉心において、 上下両端部のブランケット部を除く炉心高さ方向につい
て、燃料集合体水平断面の核分裂性プルトニウム平均富
化度が6wt%以上の部分が上下にあり、それらの間の
領域の核分裂性プルトニウム平均富化度を6wt%以下
とし、前記核分裂性プルトニウム平均富化度が6wt%
以上の部分の高さの合計を40cmから140cmの間にす
ることによりボイド係数を負にし、炉心外周部および上下端部のブランケット部分を除いた
炉心部高さ方向について、核分裂性プルトニウム富化度
が6wt%以下の前記領域を挟む前記上下領域における
平均核分裂性プルトニウム富化度が6〜20wt%であ
り、 定格出力の50%以上で運転されている時の炉心平均の
ボイド率を45〜70%とすることにより増殖比を1.
0近傍又は1.0以上にしたことを特徴とする軽水炉炉
心。 - 【請求項2】天然ウラン,減損ウラン,低濃縮ウランの
少なくとも1つを含むウランに、プルトニウムまたはプ
ルトニウムとアクチノイド核種を富化した燃料を有する
軽水炉炉心において、 上下両端部のブランケット部を除く炉心高さ方向につい
て、燃料集合体水平断面の核分裂性プルトニウム平均富
化度が6wt%以上の部分が上下にあり、それらの間の
領域の核分裂性プルトニウム平均富化度を6wt%以下
とし、前記核分裂性プルトニウム平均富化度が6wt%
以上の部分の高さの合計を40cmから140cmの間にす
ることによりボイド係数を負にし、炉心外周部および上下端部のブランケット部分を除いた
炉心部高さ方向について、核分裂性プルトニウム富化度
が6wt%以下の前記領域を挟む前記上下領域における
平均核分裂性プルトニウム富化度が6〜20wt%であ
り、 定格出力の50%以上で運転されている時の炉心平均の
ボイド率を45〜70%とすることにより増殖比を1.
0近傍又は1.0以上にしたことを特徴とする軽水炉炉
心。 - 【請求項3】請求項1又は2において、増殖比が1.0
から1.15の範囲であることを特徴とする軽水炉炉
心。 - 【請求項4】請求項1乃至3の何れかにおいて、燃料棒
が正三角形の格子状に稠密配列された六角形燃料集合体
と、その中に挿入されるクラスター型制御棒より構成さ
れることを特徴とする軽水炉炉心。 - 【請求項5】請求項1乃至3の何れかにおいて、燃料棒
が正三角形の格子状に稠密配列された六角形燃料集合体
と、その間に挿入され翼の間隔がそれぞれ120度であ
る3枚の翼を持つY字型制御棒より構成されることを特
徴とする軽水炉炉心。 - 【請求項6】請求項5において、六角形燃料集合体一体
に隣接するY字型制御棒の翼がそれぞれ2枚以下であ
り、燃料集合体間に翼が挿入されない燃料集合体間の間
隙が、翼が挿入される燃料集合体間の間隙より狭いこと
を特徴とする軽水炉炉心。 - 【請求項7】請求項1乃至3の何れかにおいて、燃料棒
が正三角形の格子状に稠密配列された正方形燃料集合体
と、その間に挿入される翼の間隔がそれぞれ90度であ
る4枚の翼を持つ十字型制御棒より構成されることを特
徴とする軽水炉炉心。 - 【請求項8】請求項4乃至7の何れかにおいて、前記制
御棒の先端部に軽水より減速能が小さな物質から構成さ
れたフォロアー部を有することを特徴とする軽水炉炉
心。 - 【請求項9】請求項5乃至7の何れかにおいて、前記燃
料集合体内で前記制御棒に隣接する位置には、前記燃料
集合体内における核分裂性プルトニウム富化度が最低の
燃料棒が少なくとも配置されていることを特徴とする軽
水炉炉心。 - 【請求項10】請求項1乃至9の何れかにおいて、炉心
外周部および上下端部のブランケット部を除く炉心部の
平均出力密度が100〜300kW/lであることを特
徴とする軽水炉炉心。 - 【請求項11】請求項1乃至10の何れかにおいて、定
格出力の50%以上で運転されている時の冷却材の炉心
出口蒸気重量率が20wt%〜40wt%であることを
特徴とする軽水炉炉心。 - 【請求項12】請求項1乃至11の何れかにおいて、炉
心の最外周を除く領域を半径方向に等面積に二分割し、
炉心外側領域に装荷された燃料集合体の炉心滞在サイク
ル数の平均値が、炉心内側領域のそれより小さくなるよ
うに燃料集合体を装荷することを特徴とする軽水炉炉
心。 - 【請求項13】請求項1乃至12の何れかにおいて、炉
心の最外周及びそれに隣接する燃料集合体のオリフィス
圧損係数の平均値が、それ以外の燃料集合体のオリフィ
ス圧損係数の平均値より大きくなるように設定すること
を特徴とする軽水炉炉心。 - 【請求項14】劣化ウランに、プルトニウムまたはプル
トニウムとアクチノイド核種を富化した燃料を有する燃
料集合体において、 上下両端部のブランケット部を除く燃料集合体高さ方向
について、燃料集合体水平断面の核分裂性プルトニウム
平均富化度が6wt%以上の部分が上下にあり、それら
の間の領域の核分裂性プルトニウム平均富化度を6wt
%以下とし、前記上下領域における平均核分裂性プルト
ニウム富化度が6〜20wt%であり、前記核分裂性プ
ルトニウム平均富化度が6wt%以上の部分の高さの合
計が40cmから140cmの間にあり、 実効的な水対燃料体積比を0.1 から0.6 の間とする
ことにより増殖比を1.0近傍又は1.0以上にしたこと
を特徴とする燃料集合体。 - 【請求項15】天然ウラン,減損ウラン,低濃縮ウラン
の少なくとも1つを含むウランに、プルトニウムまたは
プルトニウムとアクチノイド核種を富化した燃料を有す
る燃料集合体において、 上下両端部のブランケット部を除く燃料集合体高さ方向
について、燃料集合体水平断面の核分裂性プルトニウム
平均富化度が6wt%以上の部分が上下にあり、それら
の間の領域の核分裂性プルトニウム平均富化度を6wt
%以下とし、前記上下領域における平均核分裂性プルト
ニウム富化度が6〜20wt%であり、前記核分裂性プ
ルトニウム平均富化度が6wt%以上の部分の高さの合
計が40cmから140cmの間にあり、 実効的な水対燃料体積比を0.1 から0.6 の間とする
ことにより増殖比を1.0近傍又は1.0以上にしたこと
を特徴とする燃料集合体。 - 【請求項16】請求項14又は15において、前記燃料
集合体は燃料棒が正三角形の格子状に稠密配列された六
角形燃料集合体又は正方形燃料集合体で、燃料棒の間隙
が0.7〜2.0mmであることを特徴とする燃料集合体。 - 【請求項17】請求項14乃至16の何れかにおいて、
前記燃料集合体は燃料棒が正三角形の格子状に配列され
た六角形燃料集合体で、向いあう最外層燃料棒列に平行
な三組の燃料棒列のうち、二組の燃料棒列の数が等し
く、残りの一組の燃料棒列の数より1列多いことを特徴
とする燃料集合体。 - 【請求項18】請求項15乃至17において、上下両端
部のブランケット部を除いた燃料集合体高さ方向につい
て、前記上下領域の核分裂性プルトニウム富化度が異な
ることを特徴とする燃料集合体。 - 【請求項19】請求項18において、前記上下領域のう
ち、前記下領域の核分裂性プルトニウム富化度平均値が
前記上領域のその富化度平均値よりも低いことを特徴と
する燃料集合体。 - 【請求項20】燃料棒が正三角形の格子状に配列された
六角形の燃料集合体において、向いあう最外層燃料棒列
に平行な三組の燃料棒列のうち、二組の燃料棒列の数が
等しく、残りの一組の燃料棒列の数より1列多いことを
特徴とする燃料集合体。
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Cited By (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP1965392A2 (en) | 2007-02-28 | 2008-09-03 | Hitachi, Ltd. | Light water reactor, core of light water reactor and fuel assembly |
JP2010038852A (ja) * | 2008-08-08 | 2010-02-18 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 軽水炉の炉心及び燃料集合体 |
JP2011047959A (ja) * | 2010-12-03 | 2011-03-10 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 燃料集合体 |
JP2011075572A (ja) * | 2010-12-03 | 2011-04-14 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 軽水炉の炉心 |
US9047994B2 (en) | 2009-12-28 | 2015-06-02 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Core of light water reactor and fuel assembly |
JP2019128233A (ja) * | 2018-01-24 | 2019-08-01 | 株式会社東芝 | 軽水炉の運転計画方法、軽水炉燃料の運用方法、軽水炉燃料集合体、および軽水炉炉心 |
Families Citing this family (22)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH1123765A (ja) * | 1997-05-09 | 1999-01-29 | Toshiba Corp | 原子炉の炉心 |
JP3253934B2 (ja) * | 1998-08-27 | 2002-02-04 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子炉 |
BR0009655A (pt) * | 1999-04-08 | 2002-03-26 | Electric Power Res Inst | Aparelho e processo para limpar um conjunto de combustìvel nuclear irradiado |
US6512805B1 (en) | 1999-09-14 | 2003-01-28 | Hitachi, Ltd. | Light water reactor core and fuel assembly |
EP2618333B1 (en) * | 2003-03-20 | 2015-05-13 | Hitachi, Ltd. | Boiling water reactor core |
JP4984375B2 (ja) * | 2003-03-20 | 2012-07-25 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型軽水炉炉心 |
US7804077B2 (en) * | 2007-10-11 | 2010-09-28 | Neucon Technology, Llc | Passive actinide self-burner |
JP2008139321A (ja) * | 2007-12-27 | 2008-06-19 | Toshiba Corp | 燃料集合体および原子炉の炉心 |
KR20160072846A (ko) | 2008-05-02 | 2016-06-23 | 샤인 메디컬 테크놀로지스, 인크. | 의료용 동위원소를 생산하는 디바이스 및 방법 |
US8320513B2 (en) * | 2009-04-16 | 2012-11-27 | The Invention Science Fund I, Llc | Nuclear fission reactor, flow control assembly, methods therefor and a flow control assembly system |
WO2012003009A2 (en) | 2010-01-28 | 2012-01-05 | Shine Medical Technologies, Inc. | Segmented reaction chamber for radioisotope production |
CN107068209B (zh) | 2010-09-03 | 2020-09-15 | 加拿大原子能有限公司 | 含钍的核燃料棒束以及包含这种核燃料棒束的核反应堆 |
KR20130114675A (ko) | 2010-11-15 | 2013-10-17 | 아토믹 에너지 오브 캐나다 리미티드 | 재생된 감손 우라늄을 함유하는 핵연료, 핵연료 다발 및 그것을 포함하는 원자로 |
CN107068210B (zh) | 2010-11-15 | 2021-04-09 | 加拿大原子能有限公司 | 含中子吸收剂的核燃料 |
JP5225362B2 (ja) * | 2010-12-03 | 2013-07-03 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 燃料集合体 |
US10734126B2 (en) | 2011-04-28 | 2020-08-04 | SHINE Medical Technologies, LLC | Methods of separating medical isotopes from uranium solutions |
CA2869559C (en) * | 2012-04-05 | 2022-03-29 | Shine Medical Technologies, Inc. | Aqueous assembly and control method |
EP3457414B1 (en) * | 2016-05-09 | 2021-02-17 | Hitachi, Ltd. | Fuel assembly and nuclear reactor core loaded with same |
RU2619599C1 (ru) * | 2016-05-20 | 2017-05-17 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Способ эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233u |
RU2691621C1 (ru) * | 2017-11-27 | 2019-06-17 | Акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" | Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов АЭС на тепловых нейтронах |
CN110111913B (zh) * | 2018-09-13 | 2022-02-11 | 中国核动力研究设计院 | 六边形套管型燃料堆芯中子注量率测量的试验堆芯及方法 |
CN113283049A (zh) * | 2021-03-29 | 2021-08-20 | 中国核电工程有限公司 | 一种模块化棱柱式高温气冷堆功率分布优化方法 |
Family Cites Families (26)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
NL113104C (ja) * | 1956-02-16 | |||
US3351532A (en) * | 1965-09-20 | 1967-11-07 | Jr Harry F Raab | Seed-blanket converter-recycle breeder reactor |
US3366546A (en) * | 1965-12-02 | 1968-01-30 | Combustion Eng | Nuclear reactor |
US3660230A (en) * | 1968-11-26 | 1972-05-02 | Gen Electric | Nuclear reactor control system |
US3859165A (en) * | 1970-07-29 | 1975-01-07 | Atomic Energy Commission | Epithermal to intermediate spectrum pressurized heavy water breeder reactor |
US3671392A (en) * | 1971-03-15 | 1972-06-20 | Atomic Energy Commission | Light-water breeder reactor |
US3960655A (en) * | 1974-07-09 | 1976-06-01 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Nuclear reactor for breeding U233 |
JPS5239096A (en) * | 1975-09-22 | 1977-03-26 | Hitachi Ltd | Control rod used for a fast breeder reactor |
DE2819734C2 (de) * | 1978-05-05 | 1986-10-16 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Kernreaktor |
DE2820780A1 (de) * | 1978-05-12 | 1979-11-15 | Dynamit Nobel Ag | Weichmacherhaltige folien aus teilacetalisierten polyvinylalkoholen |
US4968476A (en) * | 1982-05-14 | 1990-11-06 | Touro College | Light water breeder reactor using a uranium-plutonium cycle |
JPS61129594A (ja) * | 1984-11-28 | 1986-06-17 | 株式会社日立製作所 | 軽水減速型原子炉 |
JPS62195590A (ja) * | 1986-02-24 | 1987-08-28 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子炉の燃料集合体 |
JPH065318B2 (ja) * | 1986-09-03 | 1994-01-19 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
DE3632503A1 (de) * | 1986-09-10 | 1988-03-24 | Siemens Ag | Kernstruktur fuer kernreaktoren mit hexagonalem brennelement-gitter aus rundrohren |
JP2765848B2 (ja) * | 1988-03-09 | 1998-06-18 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子炉及びその燃料装荷方法 |
JPH0232293A (ja) * | 1988-07-22 | 1990-02-02 | Nippon Atom Ind Group Co Ltd | 沸騰水型原子炉 |
JPH02228591A (ja) * | 1989-03-01 | 1990-09-11 | Hitachi Ltd | 燃料集合体および原子炉 |
US4941158A (en) * | 1989-03-30 | 1990-07-10 | The Babcock & Wilcox Company | Nuclear reactivity control configuration |
JP2731599B2 (ja) * | 1989-08-30 | 1998-03-25 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子炉及びその燃料装荷方法 |
JPH07119818B2 (ja) * | 1990-03-14 | 1995-12-20 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体および原子炉 |
JP3037717B2 (ja) * | 1990-04-27 | 2000-05-08 | 株式会社東芝 | 原子炉の燃料集合体 |
US5204053A (en) * | 1990-07-10 | 1993-04-20 | General Electric Company | Bi-level fuel management method for boiling-water nuclear reactor |
JPH04301792A (ja) * | 1991-03-29 | 1992-10-26 | Toshiba Corp | 原子炉の炉心 |
JPH04370792A (ja) * | 1991-06-20 | 1992-12-24 | Hitachi Ltd | 燃料集合体 |
JP3241071B2 (ja) * | 1991-12-12 | 2001-12-25 | 株式会社日立製作所 | 軽水炉炉心 |
-
1994
- 1994-07-08 JP JP15698994A patent/JP3428150B2/ja not_active Expired - Fee Related
-
1995
- 1995-07-06 EP EP95110557A patent/EP0691657B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1995-07-06 DE DE69526374T patent/DE69526374T2/de not_active Expired - Lifetime
- 1995-07-06 DE DE69505059T patent/DE69505059T2/de not_active Expired - Lifetime
- 1995-07-06 US US08/498,757 patent/US5812621A/en not_active Expired - Lifetime
- 1995-07-06 EP EP98104267A patent/EP0856852B1/en not_active Expired - Lifetime
-
1998
- 1998-05-01 US US09/070,246 patent/US5940461A/en not_active Expired - Lifetime
Cited By (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP1965392A2 (en) | 2007-02-28 | 2008-09-03 | Hitachi, Ltd. | Light water reactor, core of light water reactor and fuel assembly |
EP2230668A1 (en) | 2007-02-28 | 2010-09-22 | Hitachi, Ltd. | Core of light water reactor and fuel assembly |
EP2341508A1 (en) | 2007-02-28 | 2011-07-06 | Hitachi Ltd. | Fuel assembly of light water reactor |
JP2010038852A (ja) * | 2008-08-08 | 2010-02-18 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 軽水炉の炉心及び燃料集合体 |
US8422617B2 (en) | 2008-08-08 | 2013-04-16 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Core of light water reactor and fuel assembly |
US8571166B2 (en) | 2008-08-08 | 2013-10-29 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Core of light water reactor and fuel assembly |
US9047994B2 (en) | 2009-12-28 | 2015-06-02 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Core of light water reactor and fuel assembly |
US10020079B2 (en) | 2009-12-28 | 2018-07-10 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Core of light water reactor and fuel assembly |
JP2011047959A (ja) * | 2010-12-03 | 2011-03-10 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 燃料集合体 |
JP2011075572A (ja) * | 2010-12-03 | 2011-04-14 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 軽水炉の炉心 |
JP2019128233A (ja) * | 2018-01-24 | 2019-08-01 | 株式会社東芝 | 軽水炉の運転計画方法、軽水炉燃料の運用方法、軽水炉燃料集合体、および軽水炉炉心 |
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Also Published As
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---|---|
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