JP4901737B2 - 原子力プラントの原子炉稼働方法 - Google Patents

Description

本発明は、原子力プラントの原子炉稼働方法に関する。原子炉は、軽水型原子炉であり、より正確には、沸騰水型原子炉、ＢＷＲ、又は加圧力水型原子炉、ＰＷＲである。

このような原子炉は、複数の燃料要素と、多数の制御棒とを有する炉心を封入する原子炉容器を備える。各燃料要素は、複数の燃料棒を有し、これらは各々、クラッディングと、実質的に二酸化ウランからなる燃料ペレットを積み重ねた形態の核燃料とを含む。燃料ペレットは、クラッディングにより形成された内部空間内に封入されている。燃料ペレットは内部空間全体を充填せず、燃料ペレットの膨張、即ち熱膨張を介した膨張を可能にする自由空間が存在する。自由空間、即ち燃料ペレットで充填されていない内部空間は、充填ガスで充填されている。各制御棒は（ＢＷＲ）又は（ＰＷＲ）の炉心内の各燃料要素間の各位置へ挿入可能であり、かつ該各位置から抜き出し可能であり、それによって原子炉の効果を左右する。

不適当な状況下で、燃料棒のクラッディング上に、一次欠陥と称される比較的小さい欠陥が生じる場合がある。このような一次欠陥は、異物による摩耗から発生する場合がある。小さい摩耗欠陥は、通常、燃料棒のウランペレットを有意に溶解及びウォッシュアウトすることで生じない。しかしながら、小さい一次欠陥は二次的な劣化を招き、比較的大きい二次欠陥に発展することもある。

一次欠陥が発生した場合、燃料棒の内部空間と、原子炉の冷却水との間に連絡通路が生じる。これは、燃料棒の内圧が原子炉のシステム圧力と同一になるまで、水及び蒸気が、燃料棒の内部空間に浸入し得ることを意味する。この工程中、クラッディングの内側と燃料ペレットが酸化すると共に、冷却水の水分子から水素が放出される。これは次に、一次欠陥から少し距離を置いた所に水素の分圧が非常に高い環境を生成する。この現象は、「酸素欠乏」又は「蒸気欠乏（ｓｔｅａｍ ｓｔａｒｖａｔｉｏｎ）」と称されている。このような環境下では、クラッディングの内側は水素を非常に急速に吸収する傾向にあり、これは水素化と称され、ジルコニウム及びジルコニウムベース合金の基本的な物質特性である。その結果、クラッディング内の水素濃度は局所的に非常に高くなり、これは次いで、クラッディングの機械的特性をかなり悪化させる。クラッディングは非常に脆くなり、この脆弱性は、自己誘導ストレスによるか、又は外部荷重により亀裂を誘導し、亀裂の成長、及び二次燃料欠陥を発生し得る。

基本的に最大効果で原子炉を通常稼働中に、上記から明らかなように、燃料棒内に一次欠陥が発生し得る。次いで、欠陥燃料棒は、例えば平均負荷２０ｋＷ／ｍ、例えば所定のペレット−クラッディング間の間隙５〜２０μｍ、及び例えば内圧５００〜１００００ｋＰａ（５〜１００ｂａｒｓ）を有することが想定され得る。沸騰水型原子炉の燃料棒内の内圧は、稼働中、間隔の下方領域に存在し、一方、加圧水型原子炉の燃料棒内の内圧は、稼働中、間隔の上方領域に存在し得る。一次欠陥が生じると、燃料棒内圧とシステム圧力との圧力差が消滅し、即ち燃料棒内圧がシステム圧力と同一になるであろう。沸騰水型原子炉内のシステム圧力は、一般に約７０００ｋＰａ（７０ｂａｒｓ）であり、一方、加圧水型原子炉内のシステム圧力は、一般に約１５０００ｋＰａ（１５０ｂａｒｓ）である。一次欠陥が生じた場合、通常、実質的にヘリウムからなる充填ガスと燃料ペレットからの核分裂ガスとが、燃料棒の両端に向かって移動すると思われ、その一方で、燃料棒内圧がシステム圧力と同一になるまで蒸気が導入される。放射が開始する前、燃料棒の充填ガスは、通常、実質的にヘリウムからなり、燃料棒の内圧は、室温で一般に１００〜４０００ｋＰａ（１〜４０ｂａｒｓ）である。沸騰水型原子炉の燃料棒内の内圧は、一般に間隔の下方領域に存在し、一方、加圧水型原子炉の燃料棒内の内圧は、通常、間隔の上方領域に存在し得る。上述したように、この工程中、蒸気はクラッディング及び燃料ペレットと反応し、その間、クラッディング又は燃料ペレットと反応した水分子から水素が放出されるであろう。このことは、一次欠陥から少し距離を置いて、水素分圧が非常に高い領域が得られることを意味する。従って、一次欠陥が生じて間もなく、燃料棒の両端の各々に充填ガスの領域が形成されていることを想像し得る。両端に直接隣接して存在する自由空間は、最初は、不活性ガスと混合されているが蒸気を含まない、実質的に純粋な水素ガスを含み得る。一次欠陥の直後で水素分圧が非常に高いこの領域内は、二次劣化の危険性が非常に高い。水素の分圧が下降し、蒸気の分圧が上昇すれば、局所における大規模な水素吸収が減少し、水素がクラッディング壁の内側全体でより均質に吸収されると想定される。このことは、局所的な二次劣化の危険性を低減する。

特許文献１には、燃料欠陥の存在を検出するための装置が開示されている。この装置は、原子炉からオフガスの一部を、該オフガス中の核種の組成及び活性レベルを連続的に測定するガンマ線分光器を経由して搬送することにより、原子炉の稼働中に燃料欠陥を検出するように構成されている。オフガス中の活性レベルを測定すると同時に、炉心内の効果を局所的に変化させるために制御棒を一つずつ制御することを意味する「フラックス傾斜（ｆｌｕｘ−ｔｉｌｔｉｎｇ）」と称される方法により、燃料欠陥の箇所を発見することも周知である。オフガス中の活性レベルの増大は、燃料欠陥の近傍における制御棒の移動にて認識し得る。このようにして、燃料欠陥の箇所を発見することができる。この方法は多大な時間を要し、欠陥箇所を発見している間に原子炉の効果は最大効果の６０〜８０％に低下される。
米国特許第５５３７４５０号明細書

本発明は、可能な一次欠陥の悪化に対処し、それにより原子炉の連続稼働中の二次欠陥の危険性を低減することを目的とする。

この目的は、請求項１に定義する方法によって達成される。

原子炉は、一次欠陥が感知された際、特定の状態中に少なくとも周期的に低下された効果において稼働され、燃料内の核反応が低下し、それにより燃料ペレット内の温度が下降し、これは燃料ペレットの熱膨張を低下させる。このようにして、燃料棒の内部空間内の自由空間が増加する。これは、燃料棒の内部空間とシステム圧力との間の圧力の同一性を維持するために、更なる蒸気が燃料棒の内部空間に侵入し得ることを意味する。加えて、原子炉の効果が低下され、燃料温度が下降する際、クラッディング及び燃料ペレットの酸化の反応速度は、クラッディングの水素化の反応速度と同様、低下するであろう。

規定した時間中、欠陥燃料棒は、実質的により低い燃料ペレットの温度を有し、かつ内部空間内の自由空間が実質的により広いため、ガス、即ち充填ガス、形成された核分裂ガス、水素ガス及び蒸気が拡散により混合するであろう。拡散は、勿論、より高いペレット温度でも生じるが、その場合、酸化及び水素化の速度が非常に高くなり得るため、拡散は燃料棒の異なる部分間の圧力差を原因とするガスの移動と比較すると、重要ではないであろう。

従って、本発明は、燃料棒内の酸素及び水素の消費を有意に低下させることにより、拡散を優勢な機構としてガスの混合を達成することにある。この状況下では、水素化が比較的遅くなると同時に、内部空間内でガス混合物を獲得し得る。燃料棒の内部空間内で水素と水分子との適当な混合物が得られた場合、連続稼働中の水素吸収は燃料棒全体に沿ってより均質に行われると思われ、従って強力な局所的水素化の結果として機械的特性が有意に低下したクラッディングゾーンの形成を回避することが可能である。

均質な水素分布は、亀裂の誘導、亀裂の成長、及び二次欠陥の発生に対する感度を有意に低下させる。結果として、原子炉が少なくとも周期的に、低下された効果において稼働される制限された時間は、同じ燃料棒の組み合わせを有する原子炉が、欠陥燃料を除去するための任意の更なるシャットダウンなしに、また欠陥燃料棒が位置する炉心領域内で効果を局所的に低下させるために制御棒を導入することを要することなく、その後も、スケジュールされた通常の点検シャットダウン時まで稼働することができるという可能性を相当有意に増大させる。従って、この方法は、今日使用されている方法と比較すると、相当の経済的利点を提供し得る。

本発明による更に発展した方法によれば、前記効果の低下は、炉心内の対応する位置への少なくとも数個の制御棒の挿入を介して獲得される。このような効果の低下は非常に急速に実行されてよく、燃料ペレットの温度を急速に低下させ、それにより燃料ペレットの体積が減少して、燃料棒の内部空間内の自由空間が増加する。

本発明による更に発展した方法によれば、実質的に全制御棒が、特定の状態中、炉心内の各位置内に少なくとも周期的に挿入され、効果の特に有意な低下が獲得される。

本発明による更に発展した方法によれば、効果の低下は、炉心内の対応する位置への制御棒の異なる群の連続的な挿入を介して獲得され、ここで各群は、炉心の対応する特定の部分を画成する。従って、特定の状態はまた、連続的な時間中に炉心の異なる部分で確立され得る。それ故、個々の制御棒、又は制御棒の群が、効果の低下に使用され得る。これにより、燃料棒の欠陥の位置を確認して、必要な効果の低下を制限することができる。

本発明による更に発展した方法によれば、効果の低下は、欠陥の検出後、少なくとも７２時間内、好ましくは４８時間以内、より好ましくは２４時間以内に実行される。有利には、効果の低下は、実質的に欠陥の検出直後に実行される。効果の低下が急速に実行されて、欠陥の発生後できるだけ早く、内部空間内に所望の混合物が得られれば有利である。

本発明による更に発展した方法によれば、原子炉は全時間中、低下された効果において稼働される。

本発明による更に発展した方法によれば、特定の状態は、制御棒の少なくとも数個が対応する位置に交互に挿入され、また該位置から抜き出されて、効果を交互に増加及び低下させることを含む。このことは、欠陥燃料棒の位置が確認されている場合に有利であり得る。

本発明による更に発展した方法によれば、前記監視は、原子炉の稼働中の連続的な監視を含む。従って、このような監視は、原子炉からのオフガス流の中の一種又は数種の核分裂ガスの存在を感知することを有利に含み得る。

本願を、例示として開示する実施態様により、また本願に添付した図面を参照してより詳細に説明する。

図１に、原子炉１、原子炉１からの吐出管２、実用装置（ｕｔｉｌｉｔｙ ｄｅｖｉｃｅ）３、及び実用装置３から原子炉１への帰還管４を備える核プラントを示す。原子炉１は、沸騰水型原子炉、ＢＷＲ、又は加圧力水型原子炉、ＰＷＲであり得る。ここに示す実施例では、沸騰水型原子炉を参照しているが、本発明は加圧力水型原子炉にも適用可能である。

原子炉１は、複数の燃料要素７と、多数の制御棒８とを有する炉心を封入している。各燃料要素７は、複数の燃料棒９を含む。図２を参照されたい。ここで各燃料棒は、クラッディング１０と、クラッディング１０により形成された内部空間１２内に封入された、燃料ペレット１１を積み重ねた形態の核燃料とを有する。燃料ペレット１１は内部空間１２全体を占めないため、クラッディング１０の内部空間１２内には自由空間が形成されている。自由空間の大きさは、燃料ペレット１１の温度により変化し、従って燃料ペレット１１の熱膨張により変化する。

各燃料棒９は、駆動部材１３によって、炉心内の燃料要素７間の対応する位置に挿入可能であり、かつ該位置から抜き出し可能である。制御棒８は、原子炉１の効果を左右する、又は制御するために使用され得る。制御棒８が抜き出されると核連鎖反応が進行し、制御棒８が挿入されると、核連鎖反応炉は少なくとも挿入された制御棒８の近傍において停止する。原子炉の通常の稼働中は、殆どの制御棒８が抜き出されている。図１を比較されたい。

沸騰水型原子炉では、通常の稼働中、プラント内を循環する冷却水により、蒸気が生成されるであろう。蒸気は、吐出管２を介して、特に開示されていない蒸気タービン及び冷却器を含み得る実用装置３へと運ばれる。冷却器から、凝結した冷却水が帰還管４を介して原子炉１に再度運ばれる。プラントはまた、原子炉１内で発生したオフガスを捕捉及び除去するための構成を備えている。この構成は、オフガス管１５を有し得る。オフガス管１５内には、センサ１６が設けられてもよい。センサ１６は、核活動、及び燃料棒内の反応において形成された各種を感知するように構成されている。クラッディング１０上に欠陥が発生した場合、核分裂ガスが漏洩して、オフガス管１５を介して外部に運ばれるであろう。これら核分裂ガスは、検出可能であり、また一次欠陥が生じたことを報告する相当迅速な情報を与える放射性核種を含んでいる。

一実施態様によれば、原子炉１は、標準状態中、通常の効果（ｎｏｒｍａｌ ｅｆｆｅｃｔ）で、即ち通常最大効果で稼働され得る。通常稼働中、原子炉１は、例えば炉心内の任意の燃料棒９のクラッディング１０上の可能な欠陥を検出するためのセンサ１６を用いて連続的に監視される。可能な欠陥は、例えば機械的摩耗により発生した一次欠陥であり得る。欠陥を、図２の符号２０にて示す。

このような欠陥２０が検出された場合、原子炉１の効果が低下される。効果は、欠陥２０の検出後、少なくとも７２時間以内、好ましくは４８時間以内、又はより好ましくは２４時間以内に低下される。有利には、効果は、可能な限り、例えば実質的に欠陥２０の検出後、直ちに低下される。この効果の低下は、駆動部材１３を用いて、実質的に全部の制御棒８を挿入することにより実行される。ここで連鎖反応は減少し、従って効果、及び燃料棒９内の燃料ペレット１１の温度が低下する。この方法によって、通称高温停止が行われる。これは連鎖反応が実質的に停止したが、原子炉１内のシステム圧力と、原子炉１内の冷却水温度が実質的に維持されていることを意味する。

次いで、原子炉１は、特定の状態中、制限された時間において、制御棒８が挿入された状態で更に稼働される。この制限された時間の長さは、例えば原子炉１の大きさ、挿入された制御棒８の数等の複数の異なる要因に応じて変動し得る。この時間中、効果は、このように通常の最大効果と比較して実質的に低下されている。この時間は、少なくとも燃料ペレットの温度が有意に低下する時間である必要がある。制限された時間は、例えば１時間のうちの一部、又は数時間から１、２、３若しくは４日間であり得る。例えば、制限された時間は、少なくとも１０、２０、３０、４０若しくは５０分間、又は１、２、３、４、５、６、７、１０、１４、２０時間若しくはそれ以上であり得る。制限された時間は、最大で４、３、２又は１日間であり得る。

この効果の低下により、燃料ペレット１１の熱膨張が低下し、欠陥燃料棒９の内部空間１２内の自由空間が増加するであろう。この容積の増加は、更なる蒸気が内部空間１２内に侵入し、それにより内部空間１２とシステム圧力との間の圧力の同一性が維持されることを意味する。また、燃料ペレット１１の温度の低下は、クラッディング１０及び燃料ペレット１１の酸化と、クラッディング１０の水素化との反応速度が低下することを意味する。燃料ペレット温度の低下と、自由空間の増加はまた、内部空間１２内のガス、即ち充填ガス、核分裂ガス、水素ガス及び蒸気が、拡散により混合されることを意味する。内部空間１２内の水素と水分子とが混合する結果、連続稼働中の水素吸収が燃料棒９全体に沿ってより均質に行われ、クラッディング１０の局所的なより小さいゾーンへ集中しないであろう。

この時間のほぼ直後、圧力が同一になった際、挿入された制御棒８は、実質的に最大効果で連続稼働するために原子炉１から再度抜き出され得、燃料棒９の同一の組み合わせ、即ち欠陥燃料棒９が燃料交換のための次のスケジュールされたシャットダウンまで、炉心内に保持され得る。

規定時間中、単に数個の制御棒８を、対応する位置に挿入し得ることに留意するべきである。特定の状態はまた、炉心内の一部において、連続的な時間に確立され得、ここで前記効果の低下は、制御棒の様々な群を炉心内の対応する位置へ連続的に挿入して実行される。次いで各群は、炉心の特定部分を有利に画成する。半数を超える制御棒８を挿入して、原子炉の燃料要素のより大きい部分を左右することも可能である。

本方法の変形例によれば、特定の状態は、効果を交互に増加及び低下させるために、少なくとも数個の、又は実質的に全部の制御棒８が、交互に対応する位置に挿入され、又は該位置から抜き出されることを含む。この方法によって、燃料ペレット１１の温度及び熱膨張もまた交互に増加及び低下し、このことは内部空間内のガス混合が加速されることを意味する。

本発明は開示された実施態様に限定されるものではなく、特許請求の範囲内において変更及び改良され得る。

原子力プラントの概略図である。 燃料棒の長手方向の概略断面図である。

Claims (12)

1. 原子炉は複数の燃料要素と多数の制御棒とを有する炉心を封入し、各燃料要素は複数の燃料棒を含み、各燃料棒はクラッディングと、クラッディングにより形成された内部空間内に封入された核燃料とを含み、各制御棒は、前記原子炉の連鎖反応に影響を与えるために、前記炉心の内部の対応する燃料要素間の対応する位置へ挿入が可能であり、また前記位置から抜き出し可能である原子力プラントの原子炉を稼働させる方法であって、
   殆どの制御棒が抜き出されている通常の稼働中に、該通常時の連鎖反応で、前記原子炉を稼働するステップと、
   任意の前記燃料棒のクラッディング上の欠陥を検出するために、前記原子炉を監視するステップと、
   前記燃料棒のクラッディング上の欠陥を検出した後に、前記制御棒の少なくとも数個を前記炉心の内部の対応する位置に挿入することにより、前記原子炉の連鎖反応を低下するステップと、
   前記少なくとも数個の制御棒が、一定の時間間隔、前記炉心内の前記各位置へ挿入される特定状態中に、前記通常の稼働中に比較して低下された連鎖反応で、前記原子炉を稼働するステップと、
   前記通常の稼働状態で原子炉の稼働を継続するために、挿入された前記制御棒を前記一定の時間間隔の後に抜き出すステップと、
   を含む原子力プラントの原子炉稼働方法。
2. 全ての前記制御棒は、
   前記特定状態中である前記一定の時間間隔の間、前記炉心の内部の対応する位置に挿入されることを特徴とする請求項１に記載の原子力プラントの原子炉稼働方法。
3. 前記連鎖反応を低下するステップでは、
   前記炉心の内部の対応する特定の位置へ制御棒の異なる複数の群を連続的に挿入し、それぞれの前記群は、前記炉心の特定の部分に対応して定義されることを特徴とする請求項１に記載の原子力プラントの原子炉稼働方法。
4. 前記連鎖反応を低下するステップは、
   前記欠陥が検出された後、少なくとも７２時間内に実行されることを特徴とする請求項１〜３いずれか一項に記載の原子力プラントの原子炉稼働方法。
5. 前記連鎖反応を低下するステップは、
   前記欠陥が検出された後、少なくとも４８時間内に実行されることを特徴とする請求項１〜４のいずれか一項に記載の原子力プラントの原子炉稼働方法。
6. 前記連鎖反応を低下するステップは、
   前記欠陥が検出された後、少なくとも２７時間以内に実行されることを特徴とする請求項１〜４のいずれか一項に記載の原子力プラントの原子炉稼働方法。
7. 前記連鎖反応を低下するステップは、
   前記欠陥が検出された直後に実行されることを特徴とする請求項１〜４のいずれか一項に記載の原子力プラントの原子炉稼働方法。
8. 前記原子炉は、
   全ての前記一定の時間間隔中に、低下された連鎖反応にて稼働されることを特徴とする請求項１〜７のいずれか一項に記載の原子力プラントの原子炉稼働方法。
9. 全ての前記制御棒は、
   全ての前記一定の時間間隔中に、前記炉心の内部の対応する位置に挿入されることを特徴とする請求項８に記載の原子力プラントの原子炉稼働方法。
10. 前記特定状態は、
    前記制御棒の少なくとも数個が、交互に対応する位置に挿入され、また前記位置から抜き出されて、連鎖反応の交互の増加及び低下を獲得することを含むことを特徴とする請求項１〜７のいずれか一項に記載の原子力プラントの原子炉稼働方法。
11. 前記検出ステップは、
    前記原子炉の稼働中に連続的に監視することを含むことを特徴とする請求項１〜１０のいずれか一項に記載の原子力プラントの原子炉稼働方法。
12. 前記検出ステップは、
    前記原子炉からのガス流中の放射能量を感知することを含むことを特徴とする請求項９に記載の原子力プラントの原子炉稼働方法。

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