JP5651465B2 - 原子力プラントの原子炉の運転方法 - Google Patents

Description

本発明は、原子力プラントの原子炉の運転方法であって、前記原子炉は、複数の燃料要素および所定数の制御棒を有するコアを収容している原子炉容器を有し、各燃料要素は、複数の長尺状の燃料棒を有し、前記燃料棒のそれぞれは、上端および下端を有し、クラッド、および前記クラッドによって形成される内部空間に収容された燃料ペレットの形の核燃料を有し、前記燃料ペレットは、前記内部空間内に自由容積が残されるように前記内部空間に配置され、前記自由容積は、核燃料を含まず、前記燃料棒の前記上端の近くに設けられた上部プレナムと、核燃料を含まず、前記燃料棒の前記下端の近くに設けられた下部プレナムと、前記燃料ペレットと前記クラッド間のペレット−クラッドギャップと、を有し、前記原子炉の運転中に、原子炉冷却材が、前記燃料棒と接触している前記コアを通る冷却材流として再循環され、前記原子炉冷却材のサブクーリングを提供する通常給水温度の給水として、給水管を介して前記原子炉に追加され、前記各制御棒は、前記コア内のそれぞれの燃料要素間の個々の位置に挿入および抜去される制御棒距離を移動可能（displaceable a control rod distance）である方法に関する。

上記原子炉は、軽水炉、より正確には沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）または加圧水型原子炉（ＰＷＲ）である。当該技術分野の従来技術に係る方法は、国際公開第２００５／１２２１８３号パンフレットに開示されている。

このような原子炉では、各燃料棒は、クラッドと、実質的に二酸化ウランの燃料ペレットのスタックの形の核燃料とを含む。燃料ペレットは内部空間に完全に充填されておらず、内部空間に自由容積が存在しており、この自由容積により、（すなわち熱および放射膨張によって）燃料ペレットが膨張することができる。従来技術によれば、自由容積は、燃料ペレットとクラッドの内側の間の隙間と、上部プレナムとを含むか、またはこれらによって形成される。自由容積（すなわち燃料ペレットが充填されていない内部空間）には、運転中に伝熱を改善し、製造時に欠陥の検出を容易にするためにヘリウムが充填される。原子炉の出力（power）を調整する、すなわち原子炉の出力を制御する、および／または原子炉の運転をシャットダウンするために、各制御棒は、ＢＷＲの場合は、コア内のそれぞれの燃料要素の間の、あるいはＰＷＲの場合はコア内のそれぞれの燃料要素の個々の位置に、挿入可能かつ抜去可能である。

不適切な状況では、燃料棒のクラッドに小さな欠陥（いわゆる一次欠陥）が発生することがある。このような一次欠陥は、異物による摩耗によって発生しうる。通常は、小さな摩耗欠陥から、燃料棒の燃料ペレットからの二酸化ウランの溶解と流出が発生することはない。しかし、小さな一次欠陥の結果、二次劣化と、より大きな二次欠陥の発生につながることがある。

一次欠陥が発生すると、原子炉冷却材が燃料棒の内部空間に侵入できる連通路が存在する。つまり、燃料棒の内部圧力が、原子炉の系圧力と等しくなるまで、水と水蒸気が燃料棒の内部空間に侵入することができる。この過程で、クラッドと燃料ペレットの内側が酸化される一方、原子炉冷却材の水分子から水素が放出される。水素のこの放出の結果、一次欠陥から離れた場所で水素分圧が高い環境、「酸素枯渇」または「水蒸気枯渇」と呼ばれる現象が生ずる。このような環境では、クラッドの内側は、水素を吸収する傾向（いわゆる水素化）があり、これは、ジルコニウムおよびジルコニウム系合金の基本的な材料特性である。この水素吸収の結果、クラッド内で局所的に水素濃度が非常に高くなり、これにより、クラッドの機械特性が顕著に低下する。その後クラッドが脆くなり、これが、自己が引き起こす応力あるいは外部負荷によって、亀裂の発生、亀裂の成長および二次燃料欠陥の発生を引き起こしうる。

原子炉の主として最大出力の正常運転中に、上記のように、燃料棒に一次欠陥が発生しうる。欠陥燃料棒の平均荷重が、例えば２０ｋＷ／ｍであり、特定のペレット−クラッド間の間隙が、例えば５〜２０μｍであり、内部圧力は、例えば５〜１００バールであると仮定する。ＢＷＲの燃料棒内の内部圧力が、運転中にインターバル（interval）の下の領域にあるのに対し、ＰＷＲの燃料棒の内部圧力は、運転中にインターバルの上の領域にあることがある。一次欠陥が発生すると、燃料棒の内部圧力と系圧力間の圧力差が消失する、すなわち、燃料棒の内部圧力が系圧力と等しくなる。ＢＷＲの系圧力は通常約７０バールであるが、ＰＷＲの系圧力は通常約１５０バールである。一次欠陥が発生すると、充填ガス（通常、ヘリウムと、燃料ペレットからの核分裂生成気体とから実質的に成る）が燃料棒の両端の方へ移動される。燃料棒の内部圧力が系圧力と等しくなるまで、水蒸気が侵入する。

燃料棒が作動され、放射が開始される前は、燃料棒の充填ガスは、通常、実質的にヘリウムから成り、燃料棒の内部圧力は、通常、室温で１〜４０バールである。ＢＷＲの燃料棒内の内部圧力が、通常はインターバルの下の領域にあるのに対し、ＰＷＲの燃料棒の内部圧力は、通常はインターバルの上の領域にある。運転中に、核分裂生成気体の一部がペレットから放出され、充填ガスと混合される。その後、全圧が上昇し、一部の燃料棒では、寿命に達すると系圧力を超えることがある。一次欠陥の場合にも、圧力の均等化が起こる。放出される核分裂生成気体に、不活性気体（例えばＨｅ、ＸｅおよびＫｒ）も含まれている点が重要である。

上記したように、一次欠陥の発生および水の侵入後は、水分子からの水素の放出中に、水蒸気が、クラッドおよび燃料ペレットと反応し、水分子はクラッドまたは燃料ペレットと反応する。つまり、一次欠陥から離れた場所で水素分圧が非常に高い領域が発生しうるということである。このため、一次欠陥の発生直後に、燃料棒の両端のそれぞれに、充填ガスを有する領域が形成される可能性が高い。自由容積（燃料棒の端のすぐ近くに存在する）に、最初は実質的に純粋な水素気体が含まれ、不活性気体と混合されるが、水蒸気は含まない。一次欠陥の発生直後は、これらの領域で水素分圧が非常に高いため、二次劣化の危険が高い。しかし、水素分圧が低下し、水蒸気分圧が上昇すれば、局所的な大量の水素の吸収、このため局所的な二次劣化のリスクが低下する。水素吸収は、クラッドの壁の内側全体に、より均一に発生しうる。

水蒸気は、Ｈｅと比べて伝熱性が劣る。したがって、一次故障および関連する水蒸気の侵入の発生後は、通常、燃料ペレットの温度が上がる。燃料ペレットの温度上昇に関連する熱膨張は、更に、ペレット−クラッドギャップを更に狭め、燃料棒内の気体の連通を低下させる。クラッドと燃料ペレットの酸化は、低密度かつ高容積の酸化物の形成によって同様の抑制効果（restrictive
effect）を有する。

国際公開第２００５／１２２１８３号パンフレットは、二次劣化のリスクを低下させることができる方法を開示している。より詳細には、国際公開第２００５／１２２１８３号パンフレットは、原子力プラントの原子炉の運転方法を開示しており、原子炉は、複数の燃料要素および所定数の制御棒を有するコアを収容している。各燃料要素は、複数の燃料棒を有し、各燃料棒は、クラッドと、クラッドによって形成される内部空間に収容された燃料ペレットの形の核燃料を有する。原子炉の出力を調整するために、各制御棒は、コア内のそれぞれの燃料要素間の個々の位置に挿入可能かつ抜去可能である。この方法は、正常状態中に、通常出力で前記原子炉を運転するステップと、前記燃料棒のいずれかの前記クラッド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、このような欠陥の検出後に、前記原子炉の前記出力を低下させるステップと、前記原子炉が、前記通常出力に対して低出力で少なくとも周期的に運転される限られた期間の非常状態の間、前記原子炉を運転するステップと、実質的に前記正常状態での前記原子炉の運転を続けるために、前記期間後に、前記挿入された制御棒を引き抜くステップと、を有する。

一次欠陥が検出された場合、国際公開第２００５／１２２１８３号パンフレットに係る原子炉は低出力で運転されるため、燃料内の核反応が低下する。このため、燃料ペレット内の温度が低下して、燃料ペレットの熱膨張が低下する。この結果、燃料棒の内部空間内の自由容積と連通路が広がる。つまり、燃料棒の内部空間と系圧力間の圧力均等化を維持するために、更に多量の水蒸気が燃料棒の内部空間に侵入しうる。また、原子炉出力が低下し、燃料温度が低下すると、クラッドと燃料ペレットの酸化と、クラッドの水素化の反応速度が低下する。出力低下時に、欠陥燃料棒は、燃料ペレット温度が実質的に低く、内部空間内の自由容積が実質的に広いため、気体（すなわち充填ガス、形成された核分裂生成気体、水素気体および水蒸気）が拡散により混合される。また、拡散は、ペレット温度が高いときに発生するが、酸化速度と水素化の速度が非常に高いため、燃料棒の異なる部分の間の圧力差により生じる気体の移動と比べ、拡散がさほど重要ではなくなる。この結果、国際公開第２００５／１２２１８３号パンフレットによれば、拡散による気体の混合が、燃料棒における酸素と水素の消費を大きく減少させ、分散させるための支配的な機構となる。このため、これらの状態の間、水素化が比較的遅いため、内部空間内では同時に気体混合も行われる。燃料棒の内部空間において水素と水分子が適切に混合されると、連続運転時に、燃料棒の全体で水素吸収がより均一に行われる。このため、強力な局所的水素化により機械特性を大きく低下させるクラッドの領域の形成を避けることが可能である。均一な水素分布により、燃料棒に、亀裂の発生、亀裂の成長および二次欠陥の発生が生じにくくなる。この結果、少なくとも周期的に原子炉が低出力で運転される限られた期間により、その後、同じ燃料棒の組を有する原子炉を、欠陥燃料を取り除くために臨時で停止させることなく、欠陥燃料棒が存在するコアの領域の出力を局所的に低下させるために制御棒を挿入する必要なく、次回の予定されている通常の保守停止（revisional
outage）まで運転させることができる確率が上がる。

米国特許第５，５３７，４５０号明細書は、燃料欠陥の有無を検出するための装置を開示している。この装置は、原子炉からの排気の一部を、排気の核種の組成と放射能レベルを連続的に測定するガンマ分光器を介して送ることによって、原子炉の運転中に燃料欠陥を検出するように構成されている。また、「フラックス傾斜」と呼ばれる方法によって、燃料欠陥の位置を特定することも知られている。つまり、排気の放射能レベルを測定すると同時に、コアにおいて出力が局所的に変化するように、制御棒を１本ずつ作動させる。排気中の放射能レベルの上昇が、燃料欠陥の近くの制御棒の移動と相関されうる。このようにして、燃料欠陥の位置を特定することができる。この方法は時間がかかり、位置特定が行われているときは、原子炉の出力が最大出力の６０〜８０％に低下してしまう。

米国特許第６，２９８，１０８号明細書は、ＢＷＲ用の燃料棒を開示している。燃料棒は、上端および下端を有し、クラッドと、クラッドによって形成される内部空間に収容された燃料ペレットの形の核燃料を有する。核燃料を含まない上部プレナムが、燃料棒の上端の近くに設けられ、核燃料を含まない下部プレナムが、燃料棒の下端の近くに設けられるように、燃料ペレットが内部空間に配置されている。下部プレナムの軸長は上部プレナムの軸長の約５０％である。

本発明の目的は、原子炉の連続運転中に、起こりうる一次欠陥の劣化を防止し、このため、二次欠陥のリスクを低下させることにある。

上記目的は、上に記載した方法であって、正常状態中に、通常出力および通常サブクーリングで前記原子炉を運転するステップと、前記燃料棒のいずれかの前記クラッド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、このような欠陥の検出後に、少なくとも欠陥が検出された前記燃料棒において前記自由容積の拡張を可能にするように設定された非常状態に、前記原子炉の前記運転を切り替えるステップと、前記原子炉を、限られた期間、前記非常状態で運転するステップと、前記期間後に、前記原子炉を実質的に前記正常状態で運転するステップと、を有する方法によって達成される。

一時欠陥が検出されると、原子炉が非常状態で運転され、燃料棒の内部空間内の自由容積、このため気体の連通路が広がる。非常状態中は、燃料内の核反応が低下し、このため、燃料ペレットの温度と熱膨張が低下する。自由容積の拡張により、水蒸気が更に燃料棒の内部空間に侵入可能となり、クラッドと燃料ペレットの酸化およびクラッドの水素化の反応速度を低下させる。気体（すなわち充填ガス、形成された核分裂気体、水素気体、および水蒸気）が、拡散によって混合される。下部プレナムは、燃料棒の下端で気体の混合を促進する一方、上部プレナムは、燃料棒の上端で同じ効果を奏する。

非常状態中に、混合気体の温度が約３０Ｋに低下して、水蒸気分圧が約７０バールから約４４バールに低下することで、下部プレナムの混合気体中の水蒸気が濃縮される。この結果、国際公開第２００５／１２２１８３号パンフレットに提案されている方法よりも、更に多くの水蒸気が燃料棒の内部空間に侵入しうる。

前記方法の発展によれば、前記下部プレナムは、前記長尺状の燃料棒に沿った縦長を有し、前記上部プレナムは、前記長尺状の燃料棒に沿った縦長を有し、前記下部プレナムの前記縦長は、前記上部プレナムの前記縦長よりも著しく短い。より詳細には、前記下部プレナムの前記縦長は、前記上部プレナムと前記下部プレナムの総縦長の３０％未満であってもよい。

前記方法の発展によれば、前記非常状態は、前記正常状態中の前記通常出力に対して低出力で前記原子炉を運転するステップと、前記燃料棒にわたる温度勾配を高く設定するために、前記正常状態中の前記通常サブクーリングに対して前記原子炉冷却材のサブクーリングを増加させて前記原子炉を運転するステップと、の少なくとも１つを有する。出力低下とともに、非常状態では下部プレナムが冷却される。ＢＷＲの正常状態では、系圧力は７０バールで、原子炉冷却材の温度は約２８６℃（すなわち飽和条件）である。コアの入口温度は、通常、飽和温度を約１０℃下回っており、サブクーリングとして知られている。出力を低下させる１つの方法は、ＢＷＲにおいてコア冷却材流量を低下させ、サブクーリングを増加する方法がある。サブクーリングは、給水予備加熱装置のプレヒータの１つ以上をオフにするによって、更に上げることができる。

上記方法の更なる発展によれば、前記低出力および／またはサブクーリングの増加は、前記コアを通る前記原子炉冷却材の前記冷却材流を低下させることによって得られる。このような出力低下は、極めて迅速に行うことができ、これにより、燃料ペレットの温度が急速に下がって、燃料ペレットの容積が低下して、欠陥燃料棒の内部空間の自由容積および気体の連通路が広がる。

上記方法の更なる発展によれば、前記追加される原子炉冷却材は、予備加熱装置によって前記正常状態中に前記原子炉外で予熱され、前記原子炉冷却材の前記サブクーリングの増加は、前記追加される原子炉冷却材の前記予備加熱を低下させることによって得られる。このようなサブクーリングの増加は、極めて迅速かつ効率的に行なうことができる通常運転状態における通常給水温度は、ほぼ１８０℃〜２４℃の範囲にある。サブクーリングを増加させることで、予備加熱装置の１つまたは複数のプレヒータの電源を切ることでこの給水温度が低下する。

上記方法の更なる発展によれば、前記低出力は、前記制御棒の少なくとも一部を、前記コア内に、前記制御棒距離の少なくとも一部で移動させることによって得られる。また、このような出力低下も、極めて迅速かつ効率的に行なうことができる。

上記方法の更なる発展によれば、前記非常状態中に、前記制御棒距離の少なくとも一部で、実質的に全ての制御棒が少なくとも周期的に移動される。この場合には、燃料棒の重要な下部で特に大きな出力低下が得られる。これは、上で説明したサブクーリングと組み合わせると特に有効である。

上記方法の更なる発展によれば、前記低出力は、前記制御棒距離の少なくとも一部で、前記制御棒の異なる集合を連続的に移動させることによって得られ、このような集合のそれぞれは、前記コアの個々の特定の部分を画定している。このため、非常状態が、連続する期間でコアの異なる部分に対して設定されてもよい。次に、個々の制御棒または制御棒の集合が、出力低下のために使用されてもよい。これにより、欠陥燃料棒の位置の特定が可能となり、必要な出力低下を抑える。

上記方法の更なる発展によれば、前記原子炉は、前記非常状態にわたって、前記低出力で運転される。好適には、前記非常状態にわたって、実質的に全ての制御棒が、前記制御棒距離の少なくとも一部で移動されうる。

上記方法の更なる発展によれば、前記非常状態は、前記欠陥の検出後、少なくとも７２時間以内、好ましくは前記欠陥の検出後、少なくとも４８時間以内、より好ましくは前記欠陥の検出後、少なくとも２４時間以内に開始される。好適には、前記非常状態は、前記欠陥の検出の実質的に直後に開始されると。欠陥の発生後できるだけ迅速に、内部空間内で望ましい混合が得られるように、出力低下が行われると有利である。

上記方法の更なる発展によれば、前記非常状態では、前記出力の上昇と低下を交互に起こさせるために、前記制御棒の少なくとも一部が前記コア内に交互に移動される。欠陥燃料棒の位置が特定されている場合に、これは有利となりうる。

上記方法の更なる発展によれば、前記監視は、前記原子炉の前記運転中の連続的な監視を含む。好適には、前記監視は、前記原子炉からの気体流中の放射能、または原子炉からの気体流中の１種または複数種の核分裂気体の存在の検知を含む。

上記方法の更なる発展によれば、前記燃料棒は、前記上部プレナムに設けられた水素吸収要素および／または前記下部プレナムに設けられた水素吸収要素を有する。このような水素吸収要素によって、水素化の危険を更に低下させることができる。これは、充填ガス中に存在する水素が、水素吸収要素によって少なくともある程度吸収され、クラッドの内部空間内の水素の割合を低下させることができるためである。

上記方法の更なる発展によれば、前記水素吸収要素は、非酸化かつ水素を透過させる物質の層でコーティングされた表面を有する水素吸収体を有する。プレナムのうちの少なくとも１つのこのような水素吸収要素は、当該要素が、水素分圧の高い環境、すなわち、水素化の危険が高い領域に存在する場合、水素を吸収する一方で、当該要素は、非酸化コーティングにより環境中の水または水蒸気と反応しない。

上記方法の更なる発展によれば、前記吸収体は、実質的に凸状の外面を有する仮想体に収容され、前記吸収体の表面積は、前記仮想体の外面積よりも著しく大きい。このような水素要素の表面の増加により、吸収能更に向上する。

上記方法の更なる発展によれば、前記物質は、パラジウム、ロジウム、レニウム、およびこれらの金属の１種以上を含む合金からなる群の少なくとも１種の金属を含む。

上記方法の更なる発展によれば、前記吸収体は、ジルコニウム、チタン、ニッケル、およびこれらの金属の１種以上を含む合金からなる群の少なくとも１種の金属を含む。

上記方法の更なる発展によれば、前記燃料棒は、前記上部プレナムに設けられた離間要素および／または前記下部プレナムに設けられた離間要素を有する。

上記方法の更なる発展によれば、前記離間要素の少なくとも１つは前記吸収要素を形成している。

上記方法の更なる発展によれば、前記離間要素の少なくとも１つは燃料ペレットの膨張を許容するように変形可能である。

ＢＷＲ原子力プラントを概略的に開示している。 燃料棒の縦断面を概略的に開示している。

ここで、本発明に関して、例として開示する実施形態により、添付の図面を参照して更に詳しく説明する。

図１は、原子炉１、原子炉１からの排出管２、ユーティリティ装置３、およびユーティリティ装置３から原子炉１へ戻る給水管４を備えた原子力プラントを開示している。原子炉１は、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）でも加圧水型原子炉（ＰＷＲ）でもよい。開示の例では、原子炉１をＢＷＲと呼ぶが、本発明はＰＷＲにも適用可能である。

原子炉１は、原子炉容器６を備え、原子炉容器６は、複数の燃料要素７と所定数の（a number of）制御棒８を有するコアを収容している。各燃料要素７は、複数の長尺状の燃料棒９（図２参照）を備え、その各々は、上端９’と下端９”の間に縦軸に沿って延びている。各燃料棒９は、クラッド１０と、燃料ペレット１１のパイルの形の核燃料を備え、燃料ペレット１１は、クラッド１０によって形成される内部空間１２に収容されている。燃料ペレット１１が内部空間１２内を完全に埋めていないため、クラッド１０の内部空間１２内に、核燃料のない自由容積が形成されている。自由容積の大きさは、燃料ペレット１１の温度によって、このため燃料ペレット１１の熱膨張によって変動する。

自由容積は、ペレット−クラッドギャップによって、燃料ペレット１１と、クラッド１０の内側、上部プレナム１２’および下部プレナム１２”の間に、例えば５〜２０μｍ形成される。核燃料を含まない上部プレナム１２’が、燃料棒９の上端９’の近くに設けられている。核燃料を含まない下部プレナム１２”が、燃料棒９の下端９”の近くに設けられている。長尺状の燃料棒９の総縦長は、約４メートルである。プレナム１２’，１２”の総縦長は、約２５〜４０ｃｍである。下部プレナム１２”は縦長を有し、その値は上部プレナム１２’の縦長よりも著しく短い。例えば、下部プレナム１２”の縦長は、プレナム１２’とプレナム１２”の総縦長の３０％未満、好ましくは２０％未満、より好ましくは１０％未満である。

燃料棒９のそれぞれまたは一部は、核燃料を含まない１つ以上の中間プレナム（開示されない）を備えてもよい点に留意されたい。このような１つ以上の中間プレナムは、上部プレナム１２’と下部プレナム１２”の間に設けられる。１つ以上の中間プレナムは、燃料ペレットの一部によって、中間プレナムの各々から、および、上部プレナム１２’および下部プレナム１２”から離間されている。プレナム１２’，１２”および１つ以上の中間プレナムの総縦長は、約２５〜４０ｃｍである。

各制御棒８は、駆動部材１３によって、コアのそれぞれの燃料要素７間の個々の端位置に挿入および抜去可能な制御棒距離を移動可能（displaceable a control rod distance）である。制御棒８は、ＢＷＲにおいて、原子炉１の出力を調整する、またはこれを制御するために使用されうる。制御棒８が抜去されると核連鎖反応が進み、制御棒８がコア内の個々の端位置に挿入されると、核連鎖反応が、少なくとも挿入された制御棒８の近くで停止する。図１を比較すると、原子炉の正常運転中は、制御棒８の大半が抜去されている。ＢＷＲでは、原子炉の出力の制御を可能にするために、制御棒８が、端位置と抜去位置の間で、制御棒距離に沿って移動可能である。ＰＷＲでは、制御棒が、完全に挿入された端位置に、あるいは完全に抜去された位置に移動可能であり、これにより原子炉の出力を調整する。

ＢＷＲでは、原子炉冷却材が一次系を再循環される。一次系の原子炉冷却材は、原子炉１内で水蒸気に変換される。水蒸気は、水から分離され、水蒸気タービンと凝縮器を備えたユーティリティ装置３に運ばれる。凝縮器で水蒸気が水に変換され、ここから、原子炉冷却材が、予熱装置１４と給水管４を経由して、原子炉１に給水として戻される。給水は、給水管４を介して原子炉１に送られる前に、予熱装置１４で約１８０〜２４０℃の通常給水温度に予熱されうる。予熱装置１４は、１つ以上の熱交換器を備えうる。

また、本プラントは、原子炉１内で発生した排気を捕捉して除去する構成も備える。この構成は、排気管１５を備えうる。例えば、排気管１５にセンサ１６が設けられうる。センサ１６は、燃料棒９内の反応で発生する放射性核種を検出するために配置されている。クラッド１０に欠陥が発生すると、核分裂生成気体が漏出し、一次系から排気管１５を通って運ばれる。これらの核分裂生成気体には放射性核種が含まれ、これが検出されて、一次欠陥が発生したことを示す実質的に即座の情報が伝達される。

運転中に、原子炉冷却材が、燃料棒９と接触しているコアを通って原子炉１の中の冷却材流として再循環され、これにより、原子炉１の出力が調整される。原子炉の冷却材のこの再循環は、通常、原子炉１の下部の近くに設けられた所定数の循環ポンプ１７によって行なわれる。図１には、このような循環ポンプ１７が２つだけ概略的に図示されている。また、本願明細書に示した以外のほかの循環ポンプの構成も使用することができ、例えば、外部ループ、または原子炉内部に設けたジェットポンプなどが可能であり、これらは外部のフィードポンプによって駆動される。

また、各燃料棒９は、上部プレナム１２’に設けられた離間要素２０’と、下部プレナム２０”に設けられた離間要素２０”も備える。開示の実施形態では、上部プレナム１２’の離間要素２０’は、プレナムスプリングとして構成されている。上部プレナム１２’の離間要素２０’の目的は、燃料ペレット１１をクラッド１０の内部空間１２で適切な位置に保持することにある。更に、上部プレナム１２’の離間要素２０’は、原子炉１の運転中に燃料ペレット１１の膨張を吸収するために、プレナムスプリングの変形または圧縮を許容するように構成されている。下部プレナム１２”の離間要素２０”の目的は、燃料ペレット１１をクラッド１０の内部空間１２で適切な位置に保持すること、より正確には、燃料ペレット１１のパイルの重量を支えることにある。開示の実施形態では、下部プレナム１２”の離間要素２０”は、剛体として、より正確には短い管として構成されている（米国特許第６，２９８，１０８号明細書を参照のこと）。下部プレナム１２”の距離部材２０”は、任意の適した形の剛体として、異なって構成することができる。下部プレナム１２”の離間要素２０”も、原子炉１の運転中に燃料ペレット１１の膨張の一部を吸収するために、プレナムスプリングの変形または圧縮を許容するように構成されうる。燃料棒９が中間プレナムを有する場合、このような中間プレナムにも離間要素が設けられる。

更に、燃料棒９のそれぞれまたは一部は、上部プレナム１２’に設けられた水素吸収要素２１’および／または下部プレナム１２”に設けられた水素吸収要素２１”を備えてもよい。水素吸収要素２１’、２１”は、ジルコニウム、チタン、ニッケル、およびこれらの金属の１種以上を含む合金からなる群の少なくとも１種の金属を含むか、あるいはこれから成る水素吸収体を備える。これらの金属は、強力な水素吸収能を有する。吸収体は、水素を透過させるが、水素分子よりも大きな分子から成る物質は透過させない物質の層でコーティングされた表面を有する。この層の物質は、パラジウム、ロジウム、レニウム、およびこれらの金属の１種以上を含む合金からなる群の少なくとも１種の金属を含む。

開示の実施形態では、吸収体は円筒形状を有する。吸収体は、例えば、球形または立方形など、適した形状であればどのような形状を有しても、比較的表面積の大きな外形を有する複雑な形状でもよく、後者は有利である。このような大きな表面積を得るために、吸収体は、実質的に凸状の外面を有する仮想体に収容されてもよく、吸収体の表面積は、仮想体の外面積よりも著しく大きい。

更に別の実施形態では、離間要素２０’，２０”の少なくとも１つは吸収要素を形成している。特に下部プレナム１２”の離間要素２０”は、水素吸収要素として形成されてもよい。燃料棒９が中間プレナムを有する場合、このような中間プレナムにも水素吸収要素が設けられてもよい。

一実施形態によれば、原子炉１は、正常状態中に通常出力（すなわち通常の最大出力）で動作されうる。この通常運転中は、コア内の燃料棒９のいずれかのクラッド１０で発生しうる欠陥を検出するために、センサ１６によって、原子炉１が、頻繁に、あるいは常時監視される。発生しうる欠陥は一次欠陥のこともあり、これは例えば機械的摩耗によって発生する。欠陥は、図２に符号３０によって示される。

このような欠陥３０が検出されると、原子炉の運転が、原子炉１の出力を低下させるか、原子炉冷却材のサブクーリングを増加させるか、この両方が行われる非常状態に切り替えられる。運転の切り替えは、欠陥３０の検出後、少なくとも７２時間以内、好ましくは４８時間以内、より好ましくは２４時間以内に行われる。非常状態への運転の切り替えは、できるだけ迅速に、例えば欠陥３０の検出の実質的に直後に行うことが有利である。

このため、非常状態は、次の対策の組み合わせによって行われうる。
１．ＢＷＲでは、コアを通る原子炉冷却材の冷却材流を低下させることにより、出力が低下される。このような冷却材流量は、循環ポンプ１７の１つ以上の出力または速度を低下させることにより低下されうる。
２．ＢＷＲまたはＰＷＲでは、コア内の個々の位置に制御棒の少なくとも一部を挿入することによって、出力が低下されうる。
３．ＢＷＲまたはＰＷＲでは、給水の予備加熱を低下させることによって、例えば、予備加熱装置１４の熱交換器の１つ以上を停止させることによって、原子炉冷却材のサブクーリングが増加されうる。

特にＢＷＲでは、制御棒の少なくとも一部を、コア内に、制御棒距離の少なくとも一部で移動させることによって、出力が低下されうる。例えば、制御棒８が、短い距離移動され、この結果、制御棒８が、燃料棒９の下から燃料棒９の約１５ｃｍ、少なくとも約３０ｃｍ、あるいは少なくとも約５０ｃｍを覆う。

駆動部材１３によって制御棒８をコアに移動させると、連鎖反応が低下し、このため、燃料棒９の燃料ペレット１１の出力と温度が低下する。制御棒８が、個々の端位置に完全に挿入されている場合、いわゆる高温停止を行うことができる。つまり、連鎖反応が実質的に停止するが、核分裂生成物からの残存発熱により、原子炉１の系圧力と原子炉１の冷却材水の温度が実質的に保たれる。

その後、非常状態中に、上述の対策１〜３の１つ以上に従って（例えば、制御棒８を挿入し）、原子炉１が、低出力および／またはサブクーリングを増加させて更に運転され、これが限られた期間（limited time period）続けられる。この限られた期間の長さは、原子炉１のサイズ、挿入した制御棒８の本数など、複数の異なる要因によって変動しうる。このため、この期間中は、出力が通常の最大出力に対して実質的に低下され、燃料棒の長さにわたる温度勾配が大きくなる。この期間は、少なくとも、燃料ペレットの温度が大きく低下する程度の長さに設定する必要がある。例えば、限られた期間は、１時間未満または数時間から、１日、２日、３日、または４日続く。例えば、限られた期間は、少なくとも１０分、２０分、３０分、４０分または５０分、あるいは１時間、２時間、３時間、４時間、５時間、６時間、７時間、１０時間、１４時間、２０時間またはこれ以上続く。限られた期間は、最大で４日、３日、２日または１日などである。

非常状態中は、燃料ペレット１１の熱膨張が低下し、このため、欠陥燃料棒９の内部空間１２内の自由容積および気体の連通路が広がる。この容積増加により、水蒸気が更に内部空間１２に浸透し、内部空間１２と系圧力間の圧力均等化が保たれる。更に、燃料ペレット１１の温度低下により、クラッド１０および燃料ペレット１１の酸化とクラッド１０の水素化の反応速度が低下する。

この期間の実質的に直後に、均等化が得られたら、原子炉１が、同じ燃料棒９の組を使用して、実質的に最大出力で再び運転されうる。したがって、欠陥燃料棒９は、燃料交換のための次回の予定されているシャットダウンまでコア内に保持されうる。

定義された期間、制御棒８の一部のみを個々の位置に挿入することが可能である点に留意すべきである。また、非常状態は、連続する期間でコアの一部に対して設定されてもよく、この場合、出力の前記低下は、前記制御棒のさまざまな集合を、コア内の個々の位置に連続的に挿入することによって行われる。このような集合のそれぞれは、コアの特定の部分を有利に画定する。また、出力を低下させるために制御棒８の半分以上を挿入すると、原子炉の燃料要素の大半に影響を与えると想到することが可能である。

本方法の変形例によれば、非常状態では、出力の上昇と低下とを交互に起こさせるために、制御棒８の少なくとも一部または実質的に全てを、交互に個々の位置に対して抜き差する。同様に、給水の予備加熱を変更することによって、サブクーリングも交互に行うことができる。このようにして、燃料ペレット１１の温度と熱膨張の上昇と低下を、交互に起こさせることができ、これにより、内部空間内での気体の混合が加速される。

本発明は、開示された実施形態に限定されず、以降の請求項の範囲内で変更または変形されてもよい。

Claims (25)

1. 原子力プラントの原子炉（１）を運転する方法であって、
   前記原子炉（１）は、複数の燃料要素（７）および所定数の制御棒（８）を有するコアを収容している原子炉容器（６）を備え、
   前記燃料要素（７）のそれぞれは、複数の長尺状の燃料棒（９）を含み、前記燃料棒（９）のそれぞれは、上端（９’）および下端（９”）を有し、かつクラッド（１０）、および前記クラッド（１０）によって形成される内部空間（１２）に収容された燃料ペレット（１１）の形の核燃料を含み、
   前記燃料ペレット（１１）は、前記内部空間（１２）内に自由容積が残されるように前記内部空間（１２）に配置され、前記自由容積は、核燃料を含まず、かつ前記燃料棒（９）の前記上端（９’）の近くに設けられた上部プレナム（１２’）と、核燃料を含まず、かつ前記燃料棒（９）の前記下端（９”）の近くに設けられた下部プレナム（１２”）と、前記燃料ペレット（１１）および前記クラッド（１０）間のペレット−クラッドギャップと、を備え、
   前記原子炉（１）の運転中に、原子炉冷却材が、前記燃料棒（９）と接触している前記コアを通って冷却材流として再循環され、かつ前記原子炉冷却材のサブクーリングを提供する通常給水温度の給水として、給水管（４）を介して前記原子炉に追加され、
   前記制御棒（８）のそれぞれは、前記コア内のそれぞれの燃料要素間の個々の位置に挿入および抜去される制御棒距離にわたって移動可能であり、
   前記方法は、
   正常状態中に、通常出力および通常サブクーリングで前記原子炉（１）を運転するステップと、
   前記燃料棒（９）のいずれかのクラッド（１０）において欠陥を検出するために前記原子炉（１）を監視するステップと、
   前記欠陥の検出後に、前記正常状態から非常状態に前記原子炉（１）の運転を適合させるステップであって、前記非常状態は、少なくとも前記欠陥が発生した前記燃料棒（９）において前記自由容積の増加を可能にするように設定される、ステップと、
   前記原子炉（１）を、限られた期間中に、前記非常状態で運転するステップと、
   前記期間後に、前記原子炉（１）を前記正常状態で運転するステップと、を含み、
   前記方法は、
   前記正常状態中の通常出力よりも低い低出力で前記原子炉（１）を、前記非常状態中に運転するステップと、
   前記燃料棒（９）にわたる温度勾配を高く設定するために、前記正常状態中の通常サブクーリングに対して前記原子炉冷却材のサブクーリング量を増加させることによって前記原子炉（１）を、前記非常状態中に運転するステップと、
   の少なくとも１つを更に含む、方法。
2. 前記下部プレナム（１２”）は、前記長尺状の燃料棒（９）に沿った縦長を有し、前記上部プレナム（１２’）は、前記長尺状の燃料棒（９）に沿った縦長を有し、前記下部プレナム（１２”）の縦長は、前記上部プレナム（１２’）の縦長よりも短い、請求項１に記載の方法。
3. 前記下部プレナム（１２”）の縦長は、前記上部プレナム（１２’）および前記下部プレナム（１２”）の総縦長の３０％未満である、請求項２に記載の方法。
4. 前記上部プレナム（１２’）および前記下部プレナム（１２”）の総縦長は２５〜４０ｃｍである、請求項３に記載の方法。
5. 追加される原子炉冷却材は、予熱装置（１４）によって前記正常状態中に前記原子炉（１）外で予熱され、前記原子炉冷却材のサブクーリング量の増加は、前記追加される原子炉冷却材の予熱量を低下させることによって得られる、請求項１〜４のいずれか１項に記載の方法。
6. 前記低出力は、前記制御棒（８）の少なくとも一部を、前記コア内に、前記制御棒距離の少なくとも一部で移動させることによって得られる、請求項１〜５のいずれか１項に記載の方法。
7. 前記非常状態中に、前記制御棒距離の少なくとも一部で、全ての制御棒（８）が少なくとも周期的に移動される、請求項６に記載の方法。
8. 前記低出力は、前記制御棒距離の少なくとも一部で、前記制御棒（８）の異なる集合を連続的に移動させることによって得られ、前記集合のそれぞれは、前記コアの個々の特定の部分を画定している、請求項１〜５のいずれか１項に記載の方法。
9. 前記原子炉（１）は、前記非常状態の全期間中に前記低出力で運転される、請求項１〜８のいずれか１項に記載の方法。
10. 前記非常状態の全期間中に、全ての制御棒（８）が前記制御棒距離の少なくとも一部で移動される、請求項１〜９のいずれか１項に記載の方法。
11. 前記非常状態は、前記欠陥の検出後、少なくとも７２時間以内に開始される、請求項１〜１０のいずれか１項に記載の方法。
12. 前記非常状態は、前記欠陥の検出後、少なくとも４８時間以内に開始される、請求項１〜１０のいずれか１項に記載の方法。
13. 前記非常状態は、前記欠陥の検出後、少なくとも２４時間以内に開始される、請求項１〜１０のいずれか１項に記載の方法。
14. 前記非常状態は、前記欠陥の検出の直後に開始される、請求項１〜１３のいずれか１項に記載の方法。
15. 前記非常状態中に、前記出力の増加および減少を交互に起こさせるために、前記制御棒（８）の少なくとも一部が前記コア内に交互に移動される、請求項１〜１４のいずれか１項に記載の方法。
16. 前記監視するステップは、前記原子炉（１）の運転中の連続的な監視を含む、請求項１〜１５のいずれか１項に記載の方法。
17. 前記監視するステップは、前記原子炉（１）からの気体流中の放射能の検知を含む、請求項１〜１６のいずれか１項に記載の方法。
18. 前記燃料棒（９）は、前記上部プレナム（１２’）に設けられた水素吸収要素（２１’）および／または前記下部プレナム（１２”）に設けられた水素吸収要素（２１”）を備える、請求項１〜１７のいずれか１項に記載の方法。
19. 前記水素吸収要素（２１’，２１”）は、非酸化かつ水素を透過させる物質の層でコーティングされた表面を有する水素吸収体を備える、請求項１８に記載の方法。
20. 前記吸収体は、凸状の外面を有する仮想体に収容され、前記吸収体の表面積は、前記仮想体の外表面積よりも大きい、請求項１９に記載の方法。
21. 前記物質は、パラジウム、ロジウム、レニウム、およびこれらの金属の１種以上を含む合金からなる群の少なくとも１種の金属を含む、請求項１９または２０に記載の方法。
22. 前記吸収体は、ジルコニウム、チタン、ニッケル、およびこれらの金属の１種以上を含む合金からなる群の少なくとも１種の金属を含む、請求項１９〜２１のいずれか１項に記載の方法。
23. 前記燃料棒（９）は、前記上部プレナム（１２’）に設けられた離間要素（２０’）および／または前記下部プレナム（１２”）に設けられた離間要素（２０”）を有する、請求項１〜２２のいずれか１項に記載の方法。
24. 前記離間要素（２０’，２０”）の少なくとも１つは前記吸収要素を形成している、請求項２３に記載の方法。
25. 前記離間要素（２０’，２０”）の少なくとも１つは前記燃料ペレット（１１）の膨張を許容するように変形可能である、請求項２３または２４に記載の方法。
    

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