JP6429480B2

JP6429480B2 - 燃料配置方法及び燃料取扱設備

Info

Publication number: JP6429480B2
Application number: JP2014079422A
Authority: JP
Inventors: 和裕服部; 原田　康弘; 康弘原田; 谷口　洋; 洋谷口; 中野　誠; 誠中野
Original assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Current assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Priority date: 2014-04-08
Filing date: 2014-04-08
Publication date: 2018-11-28
Anticipated expiration: 2034-04-08
Also published as: JP2015200569A

Description

本発明は、原子炉で使用する核燃料を燃料ラックへ一時的に貯蔵する燃料配置方法及び燃料取扱設備に関するものである。

原子力発電プラントの一つとして、加圧水型原子炉を有するプラントがあり、この加圧水型原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、一次系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るものであり、この蒸気をタービン発電機へ送って発電することができる。

このような原子力発電プラントは、原子炉建屋に燃料貯蔵ピットが設けられており、この燃料貯蔵ピットは、燃料プール内に複数の燃料を立てた状態で収納可能な燃料ラックが設置されて構成されている。そのため、燃料取扱設備は、原子炉装荷前の新燃料や原子炉内の使用済燃料などを取り出して燃料ラック内に一時的に貯蔵可能であり、また、燃料ラック内に貯蔵された使用済燃料や新しい燃料を原子炉内に挿入可能となっている。

ところで、核燃料は、その使用期間により燃焼度などが相違することから、原子炉から取り出された使用済燃料を燃料ラックに貯蔵するとき、配置を考慮する必要がある。従来の燃料配置方法としては、例えば、下記特許文献１に記載されたものがある。特許文献１に記載された使用済み原子燃料の燃焼控除の改善方法は、濃縮度対現時点燃焼度曲線を作成し、軸方向燃焼度分布を実測し、新たな燃料集合体に一連の曲線のうちのどの曲線を適用できるかを識別し、適用曲線がプロットされているグラフ上の新たな使用済み燃料集合体の現時点燃焼度及び初期濃縮度に対応する点を見つけ、グラフ上の点が適用可能な曲線よりも上方にあるかどうかを判断し、使用済燃料集合体の配置位置を決定するものである。

特開２００９−１６８８０１号公報

特許文献１の使用済み原子燃料の燃焼控除の改善方法にあっては、核燃料を貯蔵する場合、この核燃料における臨界の安全性を考慮して配置位置を決定している。しかし、核燃料を貯蔵する場合、臨界の安全性だけでなく燃料損傷も考慮する必要があり、より安全性の高い燃料貯蔵方法が求められている。

本発明は上述した課題を解決するものであり、核燃料の貯蔵における安全性の向上を図る燃料配置方法及び燃料取扱設備を提供することを目的とする。

上記の目的を達成するための本発明の燃料配置方法は、燃料プール内に配置された燃料ラック内に複数の核燃料を鉛直方向に収納可能な燃料貯蔵ピットにおいて、前記核燃料の燃焼度と初期濃縮度から前記核燃料の未臨界度が確保できるように前記燃料ラックにおける前記核燃料の配置位置を決定する第１工程と、前記核燃料の燃焼度と冷却時間から前記核燃料の損傷が緩和されるように前記燃料ラックにおける前記核燃料の配置位置を決定する第２工程と、前記第１工程で決定した前記核燃料の配置位置と前記第２工程で決定した前記核燃料の配置位置に基づいて前記燃料ラックにおける前記核燃料の配置位置を決定する第３工程と、を有することを特徴とするものである。

従って、核燃料の燃焼度、初期濃縮度、冷却期間から核燃料の未臨界度と損傷を考慮して燃料ラックにおける核燃料の配置位置を決定することから、核燃料の貯蔵における安全性を向上することができ、また、核燃料を効率的に配置することで、核燃料間の距離を減少することが可能となり、燃料貯蔵ピットの小型化や核燃料の貯蔵数の増加に寄与することができる。

本発明の燃料配置方法では、前記第１工程では、前記核燃料の燃焼度と初期濃縮度と冷却時間から前記核燃料の未臨界度が確保できるように前記燃料ラックにおける前記核燃料の配置位置を決定することを特徴としている。

従って、核燃料の配置位置をより高精度に決定することから、核燃料の貯蔵における安全性を更に向上することができる。

本発明の燃料配置方法では、前記第２工程では、前記核燃料の燃焼度と初期濃縮度と冷却時間から前記核燃料の損傷が緩和されるように前記燃料ラックにおける前記核燃料の配置位置を決定することを特徴としている。

本発明の燃料配置方法では、前記第１工程にて、未臨界度が確保できるように反応度が高い前記核燃料の配置位置を限定して前記燃料ラックにおける前記核燃料の配置位置を決定し、前記第２工程にて、損傷が緩和されるように発熱量が大きい前記核燃料の配置位置を限定して前記燃料ラックにおける前記核燃料の配置位置を決定することを特徴としている。

従って、核燃料の反応度と発熱量のパラメータを考慮して核燃料の配置位置が決定することから、核燃料の貯蔵における安全性を向上することができる。

本発明の燃料配置方法では、前記第３工程にて、前記第１工程で決定した前記核燃料の配置位置に対して、前記第２工程で決定した発熱量が大きい前記核燃料の配置位置を付加して前記燃料ラックにおける前記核燃料の配置位置を決定することを特徴としている。

従って、核燃料の反応度を考慮した核燃料の配置位置に対して発熱量のパラメータを考慮した核燃料の配置位置を付加することから、安全性の高い核燃料の配置位置を効率的に決定することができる。

本発明の燃料配置方法では、前記第３工程で決定した前記核燃料の配置位置と、既に前記燃料ラックに収納されている前記核燃料の配置位置が重複するときは、既に前記燃料ラックに収納されている前記核燃料の配置位置を変更して前記燃料ラックにおける前記核燃料の配置位置を決定することを特徴としている。

従って、決定した核燃料の配置位置に既に核燃料が配置されていたときは、既に配置されている核燃料の配置位置を変更して燃料ラックにおける核燃料の配置位置を決定するため、燃料ラックに核燃料を効率的に配置することができる。

また、本発明の燃料取扱設備は、原子炉と燃料貯蔵ピットにおける燃料ラックとの間で核燃料の搬送を行う燃料取扱設備において、前記核燃料の燃焼度と初期濃縮度から前記核燃料の未臨界度が確保できると共に前記核燃料の燃焼度と冷却時間から前記核燃料の損傷が緩和されるように前記燃料ラックにおける前記核燃料の配置位置を決定する燃料配置設定部を有し、前記燃料配置設定部が決定した前記核燃料の配置位置に基づいて前記核燃料を搬送する、ことを特徴とするものである。

従って、核燃料の燃焼度、初期濃縮度、冷却時間から核燃料の未臨界度と損傷を考慮して燃料ラックにおける核燃料の配置位置を決定し、決定した核燃料の配置位置に基づいてこの核燃料を搬送することから、核燃料の貯蔵における安全性を向上することができ、また、核燃料を効率的に配置することで、核燃料間の距離を減少することが可能となり、燃料貯蔵ピットの小型化や核燃料の貯蔵数の増加に寄与することができる。

本発明の燃料配置方法及び燃料取扱設備によれば、核燃料の燃焼度と初期濃縮度と冷却時間から核燃料の未臨界度と損傷を考慮して燃料ラックにおける核燃料の配置位置を決定することから、核燃料の貯蔵における安全性を向上することができ、また、核燃料を効率的に配置することで、核燃料間の距離を減少することが可能となり、燃料貯蔵ピットの小型化や核燃料の貯蔵数の増加に寄与することができる。

図１は、燃料の未臨界性を考慮した燃料の種類別領域の一例を表すグラフである。図２は、燃料の未臨界性を考慮した燃料配置の一例を表す概略図である。図３は、燃料の損傷防止を考慮した燃料の種類別領域の一例を表すグラフである。図４は、燃料の損傷防止を考慮した燃料配置燃料配置の一例を表す概略図である。図５は、燃料の未臨界性と損傷防止を考慮した燃料配置燃料配置の一例を表す概略図である。図６は、本実施例の燃料配置方法を表すフローチャートの一例である。図７は、原子力発電プラントを表す概略構成図である。図８は、原子炉建屋を表す概略図である。

以下に添付図面を参照して、本発明に係る燃料配置方法及び燃料取扱設備の好適な実施形態を詳細に説明する。なお、この実施形態により本発明が限定されるものではなく、また、実施形態が複数ある場合には、各実施形態を組み合わせて構成するものも含むものである。

図７は、原子力発電プラントを表す概略構成図、図８は、原子炉格建屋を表す概略図である。

本実施形態の原子力発電プラントに適用された原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、一次系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加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）である。

加圧水型原子炉を有する原子力発電プラントにおいて、図７に示すように、原子炉格納容器１１内には、加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３が格納されており、この加圧水型原子炉１２と蒸気発生器１３とは冷却水配管１４，１５を介して連結されており、冷却水配管１４に加圧器１６が設けられ、冷却水配管１５に冷却水ポンプ１７が設けられている。この場合、減速材及び一次冷却水として軽水を用い、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１６０気圧程度の高圧状態を維持するように制御している。従って、加圧水型原子炉１２にて、核燃料として低濃縮ウランまたはＭＯＸにより一次冷却水として軽水が加熱され、高温の一次冷却水が加圧器１６により所定の高圧に維持された状態で冷却水配管１４を通して蒸気発生器１３に送られる。この蒸気発生器１３では、高温高圧の一次冷却水と二次冷却水との間で熱交換が行われ、冷やされた一次冷却水は冷却水配管１５を通して加圧水型原子炉１２に戻される。

蒸気発生器１３は、原子炉格納容器１１の外部に設けられたタービン１８及び復水器１９と冷却水配管２０，２１を介して連結されており、冷却水配管２１に給水ポンプ２２が設けられている。また、タービン１８には発電機２３が接続され、復水器１９には冷却水（例えば、海水）を給排する取水管２４及び排水管２５が連結されている。従って、蒸気発生器１３にて、高圧高温の一次冷却水と熱交換を行って生成された蒸気は、冷却水配管２０を通してタービン１８に送られ、この蒸気によりタービン１８を駆動して発電機２３により発電を行う。タービン１８を駆動した蒸気は、復水器１９で冷却された後、冷却水配管２１を通して蒸気発生器１３に戻される。

このように構成された原子力発電プラントの原子炉格納容器１１は、図８に示すように、原子炉建屋３１内に収容されている。原子炉建屋３１は、岩盤などの堅固な地盤３２上に設置されており、鉄筋コンクリートなどにより内部に複数のコンパートメントが区画され、中央部に原子炉格納容器１１が設置されている。そして、原子炉格納容器１１は、内部にコンクリート構造物３３が形成され、このコンクリート構造物３３により加圧水型原子炉１２が垂下して支持され、下方に位置してキャビティ３４が画成されている。

また、原子炉建屋３１は、原子炉格納容器１１に隣接して燃料取扱建屋３１Ａが設置され、この燃料取扱建屋３１Ａ内に燃料貯蔵ピット３５が設けられている。この燃料貯蔵ピット３５は、燃料プール３６と、この燃料プール３６の内部に設置される燃料ラック３７とから構成されている。燃料ラック３７は、加圧水型原子炉１２で使用された使用済の核燃料、または、これから加圧水型原子炉１２で使用する新しい核燃料を一時的に貯蔵するものである。燃料プール３６は、冷却水が貯留されており、燃料ラック３７に貯蔵された核燃料は、この燃料プール３６内の冷却水に浸漬されて冷却される。ここで、核燃料とは、燃料集合体である。

また、原子炉建屋３１にて、原子炉格納容器１１内に天井クレーン３８が設けられると共に、オペレーションフロアに移動式クレーン３９が設けられている。一方、燃料取扱建屋３１Ａに天井クレーン４０が設けられている。燃料取扱設備は、この天井クレーン３８と移動式クレーン３９と天井クレーン４０により構成され、加圧水型原子炉１２と燃料貯蔵ピット３５との間で燃料の搬送を行うことができる。

ところで、加圧水型原子炉１２で使用される核燃料は、所定の使用期間が経過すると、燃料貯蔵ピット３５における燃料プール３６内の燃料ラック３７に取出される。このとき、作業者は、燃料取扱設備（各クレーン３８，３９，４０）を作動することで、加圧水型原子炉１２内の核燃料を燃料ラック３７に搬送する。しかし、核燃料は、その使用期間により燃焼度や温度などが相違することから、使用済の核燃料を燃料ラック３７に挿入するとき、その配置を考慮する必要がある。本実施形態の燃料配置方法は、核燃料の未臨界度と燃料損傷防止を考慮して燃料ラック３７における核燃料の配置を決定している。

図１は、燃料の未臨界性を考慮した燃料の種類別領域の一例を表すグラフ、図２は、燃料の未臨界性を考慮した燃料配置燃料配置の一例を表す概略図、図３は、燃料の損傷防止を考慮した燃料の種類別領域の一例を表すグラフ、図４は、燃料の損傷防止を考慮した燃料配置燃料配置の一例を表す概略図、図５は、燃料の未臨界性と損傷防止を考慮した燃料配置燃料配置の一例を表す概略図、図６は、本実施例の燃料配置方法を表すフローチャートの一例である。

本実施形態の燃料配置方法は、核燃料の燃焼度と初期濃縮度と冷却時間から核燃料の未臨界度が確保できるように燃料ラック３７における核燃料の配置位置を決定する第１工程と、核燃料の燃焼度と初期濃縮度と冷却時間から核燃料の損傷が緩和されるように燃料ラック３７における核燃料の配置位置を決定する第２工程と、第１工程で決定した核燃料の配置位置と第２工程で決定した核燃料の配置位置に基づいて燃料ラック３７における核燃料の配置位置を決定する第３工程とを有している。

なお、核燃料の損傷原因としては、崩壊熱による燃料被覆管や燃料の溶融、ラックセルと燃料集合体間での干渉による損傷、被覆管内圧上昇による損傷（クリープ破損等）、放射脆化、スウェリング等による損傷などが考えられる。

この場合、第１工程では、少なくとも核燃料の燃焼度と初期濃縮度から核燃料の未臨界度が確保できるように燃料ラック３７における核燃料の配置位置を決定することができ、冷却期間を加味することで精度が向上する。また、第２工程では、少なくとも核燃料の燃焼度と冷却時間から核燃料の損傷が緩和されるように燃料ラック３７における核燃料の配置位置を決定することができ、初期濃縮度を加味することで精度が向上する。また、第１工程と第２工程の順序は、いずれが先であってもよく、第２工程、第１工程の順に実施してもよい。

以下、本実施形態の燃料配置方法について詳細に説明する。

まず、第１工程にて、核燃料の燃焼度と初期濃縮度と冷却時間から核燃料の未臨界度が確保できるように燃料ラック３７における核燃料の配置位置を決定する。ここで、核燃料の燃焼度とは、核燃料の消費の度合いを示す数値であり、単位は重量当たりの熱出力（ＭＷｄ／ｔ)である。即ち、核燃料の燃焼度は、原子炉で使用される期間が長いほど核燃料が消費されるため、高い数値を示すものである。また、核燃料は、トリウム、ウラン、プルトニウムの核分裂性核種を含む物質であり、核燃料の初期濃縮度とは、未使用の状態におけるウランの濃縮度等である。また、核燃料の冷却時間とは、核燃料が原子炉から取り出されてからの期間である。

核燃料物質が核分裂反応を起こしたときには、中性子が発生し、核燃料物質は物質中の原子核に中性子が捕獲されることで核分裂を起こす。そのため、核分裂反応が持続すると核分裂反応が臨界に達してしまう。そのため、燃料貯蔵ピット３５は、燃料ラック３７内で核燃料が臨界にならないように核燃料の未臨界度を確保する必要があり、燃料をある一定の距離を保って冷却水中に保管することで、冷却水で中性子線を遮へいして隣接する核燃料の核分裂を抑制している。

この点を考慮し、図１に示すように、燃料の未臨界性を考慮して核燃料を種類別の領域Ａ，Ｂ，Ｃ，Ｄに区別することができる。ここで、領域Ａの核燃料は、燃焼度が低い、つまり、使用期間が短くて核分裂などにより中性子を多く発生する（反応度が高い）ものであり、ウランなどの核燃料物質が多く残存しているものである。一方、領域Ｄの核燃料は、燃焼度が高い、つまり、使用期間が長く、核分裂などによる中性子を多く発生しない（反応度が低い）ものであり、ウランなどの核燃料物質が減少しているものである。この核燃料における領域分けにより、図２にその一例を示すように、燃料ラック３７における核燃料の配置位置が決定される。図２に示す核燃料の配置位置は、一例であり、領域Ａの核燃料は、燃料ラック３７の外側に配置している。そのため、領域Ａの核燃料から発生する中性子は、体系（燃料ラック３７）外に漏洩し、他の核燃料に対して中性子が届きにくくなり、燃料ラック３７全体での反応度が低下する。また、領域Ｂの核燃料は、燃料ラック３７の外側に配置された領域Ａの核燃料の内側に配置し、その内側に領域Ｃの核燃料を配置し、中央部に最も燃焼度の高い領域Ｄの核燃料を配置している。

即ち、記第１工程では、核燃料の燃焼度と初期濃縮度と冷却時間から反応度を求め、核燃料の未臨界度が確保できるように反応度が高い核燃料の配置位置を限定して燃料ラック３７における核燃料の配置位置を決定する。なお、図２に示す核燃料の配置位置は、一例であり、各領域Ａ，Ｂ，Ｃ，Ｄの区画は、これに限定されるものではない。また、核燃料を種類別の区分けする領域の数や領域の線（曲線または直線）もこれに限定されるものではない。

なお、ここで、領域Ａの核燃料は、燃焼度が低い（反応度が高い）ものであることから、燃料ラック３７における配置制限を受けるが、領域Ｄの核燃料は、燃焼度が高い（反応度が低い）ものであることから、燃料ラック３７における配置制限を受けることはなく、領域Ａ〜Ｄのいずれの領域にも配置することができる。また、領域Ｂ，Ｃの核燃料は、領域Ａの核燃料より燃焼度が高く、領域Ｄの核燃料より燃焼度が低いものであることから、領域Ａの核燃料ほど配置制限を受けないが、領域Ｄの核燃料より配置制限を受ける。

次に、第２工程にて、核燃料の燃焼度と初期濃縮度と冷却時間から核燃料の損傷が緩和されるように燃料ラック３７における核燃料の配置位置を決定する。使用済燃料からの崩壊熱等により冷却が十分でない場合、溶解などして核燃料が損傷してしまう。そのため、燃料貯蔵ピット３５は、燃料ラック３７内で溶解などして損傷しないように核燃料の熱損傷を防止する必要があり、燃料を冷却水中に保管することで、核燃料を冷却している。

この点を考慮し、図３に示すように、燃料の損傷防止を考慮して核燃料を種類別領域Ｅ，Ｆ，Ｇに区別することができる。ここで、領域Ｅの核燃料は、冷却時間が短い、つまり、熱を多く発生するものであり、一方、領域Ｇの核燃料は、冷却時間が長い、つまり、熱を多く発生しないものである。また、核燃料の初期濃縮度Ｘ（ｗｔ％）に応じて核燃料を種類別領域Ｅ，Ｆ，Ｇが変更される。この核燃料における領域分けにより、図４にその一例を示すように、燃料ラック３７における核燃料の配置位置が決定される。図４に示す核燃料の配置位置は、一例であり、領域Ｅの核燃料は、燃料ラック３７に隣接しないように１個または複数のセルを空けて配置している。そのため、領域Ｅの核燃料は、他の核燃料に対して熱が届きにくくなり、発熱量の大きい核燃料を分散して配置することで、局所的な発熱による燃料損傷や、または分散配置により発熱量の大きい核燃料の体数が制限されるため、ピット全体の発熱量も低減され、燃料損傷が緩和される。同様に、領域Ｆの核燃料も、なるべく隣接しないように１個または複数のセルを空けて配置している。また、領域Ｇの核燃料は発熱量が小さいことからその間に配置している。

即ち、第２工程では、核燃料の燃焼度と初期濃縮度と冷却時間から発熱量を求め、損傷が緩和されるように発熱量が大きい核燃料の配置位置を限定して燃料ラック３７における記核燃料の配置位置を決定する。なお、図４に示す核燃料の配置位置は、一例であり、各領域Ｅ，Ｆ，Ｇの区画は、これに限定されるものではない。また、核燃料を種類別の区分けする領域の数や領域の線（曲線または直線）もこれに限定されるものではない。

なお、ここで、領域Ｅの核燃料は、発熱量が大きいものであることから、燃料ラック３７における配置制限を受けるが、領域Ｇの核燃料は、発熱量が少ないものであることから、燃料ラック３７における配置制限を受けることはなく、領域Ｅ〜Ｇのいずれの領域にも配置することができる。また、領域Ｆの核燃料は、領域Ｅの核燃料より発熱量が少なく、領域Ｇの核燃料より発熱量が大きいものであることから、領域Ｅの核燃料ほど配置制限を受けないが、領域Ｇの核燃料より配置制限を受ける。

そして、第３工程にて、第１工程で決定した核燃料の配置位置と、第２工程で決定した核燃料の配置位置に基づいて燃料ラック３７における核燃料の配置位置を決定する。即ち、図５に示すように、第１工程で決定した核燃料の配置位置に対して、第２工程で決定した発熱量が大きい核燃料の配置位置を付加して燃料ラック３７における核燃料の配置位置を決定する。具体的には、第１工程で決定した核燃料の配置位置（領域Ａ，Ｂ，Ｃ，Ｄ）に対して、第２工程で決定した発熱量が大きい領域Ｅの核燃料の配置位置の一部を付加している。つまり、発熱量が大きい領域Ｅの核燃料を領域Ａ，Ｂにだけ配置している。なお、図５に示す核燃料の配置位置は、一例であり、これに限定されるものではない。

ここで、本実施形態の燃料配置方法における各種データの処理について説明する。

図６に示すように、図示しない処理装置（燃料配置設定部）１０１（図８参照）は、ステップＳ１１にて、核燃料の燃焼度データを取り込み、ステップＳ１２にて、核燃料の初期濃縮度データを取り込み、ステップＳ１３にて、核燃料の冷却時間を取り込む。この核燃料の燃焼度データは、炉心管理記録（設計データ）及び／または計測値（出力）から求め、核燃料の初期濃縮度データは、測定記録から求め、核燃料の冷却時間は、炉心管理記録から求める。

ステップＳ１４にて、核燃料の燃焼度データと初期濃縮度データと冷却時間から核燃料の未臨界性の評価を行い、未臨界度が確保できるような燃料ラック３７における核燃料の配置位置を決定する。また、ステップＳ１５にて、核燃料の燃焼度データと初期濃縮度データと冷却時間から核燃料の損傷の評価を行い、損傷が低くなるように（損傷が緩和されるように）燃料ラック３７における核燃料の配置位置を決定する。そして、ステップＳ１６にて、ステップＳ１４，Ｓ１５で決定した核燃料の配置位置に基づいて燃料ラック３７における核燃料の配置位置を決定する。

ステップＳ１７にて、ステップＳ１６で決定した燃料ラック３７における核燃料の配置位置が現在の燃料ラック３７に適用できるかどうかを判定する。即ち、ステップＳ１６で決定した核燃料の配置位置と、既に燃料ラック３７に収納されている核燃料の配置位置が重複していないかどうかを判定する。ここで、両者が重複していないと判定されると、ステップＳ１９に移行する。一方、両者が重複していると判定されると、ステップＳ１８にて、既に燃料ラック３７に収納されている核燃料の配置位置を変更する。このとき、既に燃料ラック３７に収納されている核燃料を別の燃料ラック３７に移送する。または、既に燃料ラック３７に収納されている核燃料の状態（燃焼度、初期濃縮度、冷却時間）がわかっていることから、ステップＳ１４，Ｓ１５にて、再度、全ての核燃料の評価を行って燃料ラック３７における核燃料の配置位置が決定してもよい。そして、ステップＳ１９にて、燃料ラック３７における最終的な核燃料の配置位置が決定すると、これを燃料取扱設備に出力する。

燃料取扱設備は、図８に示すように、処理装置１０１からの核燃料の配置位置データに基づいて複数の核燃料を燃料ラック３７に挿入する。このとき、処理装置１０１は、インターロック機構を有しており、燃料取扱設備を駆動制御することで、領域分けされた各種の燃料を適正に該当するセルに挿入する。

このように本実施形態の燃料配置方法にあっては、核燃料の燃焼度と初期濃縮度から核燃料の未臨界度が確保できるように燃料ラック３７における核燃料の配置位置を決定する第１工程と、核燃料の燃焼度と冷却時間から核燃料の損傷が緩和されるように燃料ラックにおける核燃料の配置位置を決定する第２工程と、第１工程で決定した核燃料の配置位置と第２工程で決定した核燃料の配置位置に基づいて燃料ラック３７における核燃料の配置位置を決定する第３工程とを有している。

従って、核燃料の燃焼度、初期濃縮度、冷却時間から核燃料の未臨界度と損傷を考慮して燃料ラック３７における核燃料の配置位置を決定することから、核燃料の貯蔵における安全性を向上することができる。また、核燃料を効率的に配置することで、燃料ラック３７に貯蔵する核燃料間の距離を減少することが可能となり、燃料貯蔵ピットの小型化や核燃料の貯蔵数の増加に寄与することができる。

本実施形態の燃料配置方法では、第１工程にて、核燃料の燃焼度と初期濃縮度と冷却時間から核燃料の未臨界度が確保できるように燃料ラック３７における核燃料の配置位置を決定する。また、第２工程にて、核燃料の燃焼度と初期濃縮度と冷却時間から記核燃料の損傷が緩和されるように燃料ラック３７における核燃料の配置位置を決定する。従って、核燃料の配置位置をより高精度に決定することから、核燃料の貯蔵における安全性を更に向上することができる。

本実施形態の燃料配置方法では、第１工程にて、未臨界度が確保できるように反応度が高い核燃料の配置位置を限定して燃料ラック３７における核燃料の配置位置を決定し、第２工程にて、損傷が緩和されるように発熱量が大きい核燃料の配置位置を限定して燃料ラック３７における核燃料の配置位置を決定している。従って、核燃料の反応度と発熱量のパラメータを考慮して核燃料の配置位置が決定することから、核燃料の貯蔵における安全性を向上することができる。

本実施形態の燃料配置方法では、第３工程にて、第１工程で決定した核燃料の配置位置に対して、第２工程で決定した発熱量が大きい核燃料の配置位置を付加して燃料ラック３７における核燃料の配置位置を決定している。従って、核燃料の反応度を考慮した核燃料の配置位置に対して発熱量のパラメータを考慮した核燃料の配置位置を付加することから、安全性の高い核燃料の配置位置を効率的に決定することができる。

本実施形態の燃料配置方法では、第３工程で決定した核燃料の配置位置と、既に燃料ラックに収納されている核燃料の配置位置が重複するときは、既に燃料ラックに収納されている核燃料の配置位置を変更して燃料ラックにおける核燃料の配置位置を決定している。従って、決定した核燃料の配置位置に既に核燃料が配置されていたときは、既に配置されている核燃料の配置位置を変更して燃料ラック３７における核燃料の配置位置を決定するため、燃料ラック３７に核燃料を効率的に配置することができる。

また、本実施形態の燃料取扱設備にあっては、核燃料の燃焼度と初期濃縮度から核燃料の未臨界度が確保できると共に核燃料の燃焼度と冷却時間から核燃料の損傷が緩和されるように燃料ラック３７における核燃料の配置位置を決定する処理装置（燃料配置設定部）１０１を有し、処理装置１０１が決定した核燃料の配置位置に基づいて核燃料を搬送する。

従って、核燃料の燃焼度、初期濃縮度、冷却時間から核燃料の未臨界度と損傷を考慮して燃料ラック３７における核燃料の配置位置を決定し、決定した核燃料の配置位置に基づいてこの核燃料を搬送することから、核燃料の貯蔵における安全性を向上することができる。また、核燃料を効率的に配置することで、燃料ラック３７に貯蔵する核燃料間の距離を減少することが可能となり、燃料貯蔵ピットの小型化や核燃料の貯蔵数の増加に寄与することができる。そして、燃料取扱設備が最終的に決定した核燃料の配置位置に基づいて核燃料を搬送することから、核燃料搬出作業の作業性を向上することができる。

なお、上述した実施形態では、本発明の燃料配置方法を加圧水型原子炉に適用して説明したが、沸騰型原子炉（ＢＷＲ：Boiling Water Reactor）に適用することもでき、いずれの原子炉に適用してもよい。

１１原子炉格納容器
１２加圧水型原子炉
３５燃料貯蔵ピット
３６燃料プール
３７燃料ラック
３８天井クレーン（燃料取扱設備）
３９移動式クレーン（燃料取扱設備）
４０と天井クレーン（燃料取扱設備）
１０１処理装置（燃料配置設定部）

Claims

燃料プール内に配置された燃料ラック内に複数の核燃料を鉛直方向に収納可能な燃料貯蔵ピットにおいて、
前記核燃料の初期濃縮度に対する燃焼度の大きさごとに複数の領域に区別することで前記核燃料の未臨界度が確保できるように前記燃料ラックにおける前記核燃料の配置位置を決定する第１工程と、
前記核燃料の燃焼度に対する冷却期間の長さごとに複数の領域に区別することで前記核燃料の損傷が緩和されるように前記燃料ラックにおける前記核燃料の配置位置を決定する第２工程と、
前記第１工程で決定した前記核燃料の配置位置に対して前記第２工程で決定した発熱量が大きい前記核燃料の配置位置を付加して前記燃料ラックにおける前記核燃料の配置位置を決定する第３工程と、
を有することを特徴とする燃料配置方法。
前記第３工程では、前記第２工程で決定した発熱量が大きい領域の前記核燃料を前記第１工程で決定した燃焼度が低い前記核燃料を配置した領域にだけ配置することを特徴とする請求項１に記載の燃料配置方法。
前記第１工程では、燃焼度が低い前記核燃料を前記燃料ラックの外側の領域に配置することを特徴とする請求項１または請求項２に記載の燃料配置方法。
前記第２工程では、発熱量の大きい前記核燃料を１個または複数のセルを空けて配置することを特徴とする請求項１から請求項３のいずれか一項に記載の燃料配置方法。
前記第１工程では、前記核燃料の燃焼度と初期濃縮度と冷却時間から前記核燃料の未臨界度が確保できるように前記燃料ラックにおける前記核燃料の配置位置を決定することを特徴とする請求項１から請求項４のいずれか一項に記載の燃料配置方法。
前記第２工程では、前記核燃料の燃焼度と初期濃縮度と冷却時間から前記核燃料の損傷が緩和されるように前記燃料ラックにおける前記核燃料の配置位置を決定することを特徴とする請求項１から請求項５のいずれか一項に記載の燃料配置方法。
前記第１工程にて、未臨界度が確保できるように反応度が高い前記核燃料の配置位置を限定して前記燃料ラックにおける前記核燃料の配置位置を決定し、前記第２工程にて、損傷が緩和されるように発熱量が大きい前記核燃料の配置位置を限定して前記燃料ラックにおける前記核燃料の配置位置を決定することを特徴とする請求項１から請求項６のいずれか一項に記載の燃料配置方法。
前記第３工程で決定した前記核燃料の配置位置と、既に前記燃料ラックに収納されている前記核燃料の配置位置が重複するときは、既に前記燃料ラックに収納されている前記核燃料の配置位置を変更して前記燃料ラックにおける前記核燃料の配置位置を決定することを特徴とする請求項１から請求項７のいずれか一項に記載の燃料配置方法。
原子炉と燃料貯蔵ピットにおける燃料ラックとの間で核燃料の搬送を行う燃料取扱設備において、
前記核燃料の初期濃縮度に対する燃焼度の大きさごとに複数の領域に区別することで前記核燃料の未臨界度が確保できる前記核燃料の配置位置に対して、前記核燃料の燃焼度に対する冷却期間の長さごとに複数の領域に区別することで前記核燃料の損傷が緩和されるような発熱量が大きい前記核燃料の配置位置を付加して前記燃料ラックにおける前記核燃料の配置位置を決定する燃料配置設定部を有し、
前記燃料配置設定部が決定した前記核燃料の配置位置に基づいて前記核燃料を搬送する、
ことを特徴とする燃料取扱設備。