JPH02232595A - 沸騰水型原子炉の燃料装荷方法 - Google Patents
沸騰水型原子炉の燃料装荷方法Info
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- JPH02232595A JPH02232595A JP1052145A JP5214589A JPH02232595A JP H02232595 A JPH02232595 A JP H02232595A JP 1052145 A JP1052145 A JP 1052145A JP 5214589 A JP5214589 A JP 5214589A JP H02232595 A JPH02232595 A JP H02232595A
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- Japan
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- control rod
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Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
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Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
［産業上の利用分野］
本発明は沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の燃料装荷方法に係
り、更に詳細には、二酸化ウラン燃料とプルトニウム富
化燃料とを混在してコントロール・セル炉心を構成する
ための燃料装荷方法に関するものである． ［従来の技術］ 現状の殆どのＢＷＲ炉心においては、その取替燃料とし
て二酸化ウラン（ＬＩ０２ ）燃料（主として低濃縮ウ
ランを使用）が用いられている．一方、その炉心形式と
しては、コントロール・セル炉心（ＣＣ）が採用されて
いる．このコントロール・セル炉心は、例えば特公昭５
８−４４２３７号公報に示されているように、数サイク
ル燃焼を経過して比較的反応度が低くなった燃料集合体
四体を特定の制御棒の周囲に配置してコントロール・セ
ル（ＣＣ）とし、このコントロール・セルを一定のパタ
ーンで炉心に一様に配置したものである．原子炉出力運
転期間中の制御棒による反応度調整及び出力調整は、コ
ントロール・セルに挿入される上記特定の制御棒のみで
行なわれる。
り、更に詳細には、二酸化ウラン燃料とプルトニウム富
化燃料とを混在してコントロール・セル炉心を構成する
ための燃料装荷方法に関するものである． ［従来の技術］ 現状の殆どのＢＷＲ炉心においては、その取替燃料とし
て二酸化ウラン（ＬＩ０２ ）燃料（主として低濃縮ウ
ランを使用）が用いられている．一方、その炉心形式と
しては、コントロール・セル炉心（ＣＣ）が採用されて
いる．このコントロール・セル炉心は、例えば特公昭５
８−４４２３７号公報に示されているように、数サイク
ル燃焼を経過して比較的反応度が低くなった燃料集合体
四体を特定の制御棒の周囲に配置してコントロール・セ
ル（ＣＣ）とし、このコントロール・セルを一定のパタ
ーンで炉心に一様に配置したものである．原子炉出力運
転期間中の制御棒による反応度調整及び出力調整は、コ
ントロール・セルに挿入される上記特定の制御棒のみで
行なわれる。
このコントロール・セルは低反応度のために出力が低い
故、制御棒操作を行なったときの出力変化も小さい．従
って、一定の制御棒パターンを維持しながら制御棒の挿
入五を調整する操作、いわゆる制御棒パターン調整が容
易に行なえるという利点を有している． ［発明が解決しようとする課題Ｊ ところで核燃料資源の有効利用の観点からは、上述のＵ
Ｏ ２燃料の燃焼と共に生成されるプルトニウム（Ｐ
ｕ）を使用済燃料の再処理により分離精製し、新たな燃
料として利用することが望ましい．このプルトニウムを
燃料として装荷すべき原子炉としては、現在開発中の高
速増殖炉（ＦＢＲ）が最も有望視されているが、このＦ
ＢＲが実用炉として確立する時期については今のところ
不確かである． 従って近い将来には、上述のＰｕは、天然ウランまたは
低濃縮ウランに添加したプルトニウム富化燃料として既
存型の熱中性子炉で利用される可能性が高い．このＰｕ
の熱中性子利用、いわゆるプル・サーマル利用としては
、例えばプルトニウム富化燃料として代表的なウラン・
プルトニウム混合酸化物（ＭＯＸ）燃料と、［０２燃料
とを混在させてコントロール・セル炉心形式のＢＷＲに
装荷することが検討されている。
故、制御棒操作を行なったときの出力変化も小さい．従
って、一定の制御棒パターンを維持しながら制御棒の挿
入五を調整する操作、いわゆる制御棒パターン調整が容
易に行なえるという利点を有している． ［発明が解決しようとする課題Ｊ ところで核燃料資源の有効利用の観点からは、上述のＵ
Ｏ ２燃料の燃焼と共に生成されるプルトニウム（Ｐ
ｕ）を使用済燃料の再処理により分離精製し、新たな燃
料として利用することが望ましい．このプルトニウムを
燃料として装荷すべき原子炉としては、現在開発中の高
速増殖炉（ＦＢＲ）が最も有望視されているが、このＦ
ＢＲが実用炉として確立する時期については今のところ
不確かである． 従って近い将来には、上述のＰｕは、天然ウランまたは
低濃縮ウランに添加したプルトニウム富化燃料として既
存型の熱中性子炉で利用される可能性が高い．このＰｕ
の熱中性子利用、いわゆるプル・サーマル利用としては
、例えばプルトニウム富化燃料として代表的なウラン・
プルトニウム混合酸化物（ＭＯＸ）燃料と、［０２燃料
とを混在させてコントロール・セル炉心形式のＢＷＲに
装荷することが検討されている。
しかしながら、ウランとプルトニウムは核的特性が異な
るため、当然に００２燃料とＭＯＸ燃料とは、その特性
が相違する。ここで、その特性の相違について、第２図
及び第３図に示される燃焼度に対する無限増倍係数（Ｋ
ｃ１：ｌ）及び制御棒価値の変化特性を参照して簡単に
説明する。
るため、当然に００２燃料とＭＯＸ燃料とは、その特性
が相違する。ここで、その特性の相違について、第２図
及び第３図に示される燃焼度に対する無限増倍係数（Ｋ
ｃ１：ｌ）及び制御棒価値の変化特性を参照して簡単に
説明する。
なお、両図において実線はＭＯＸ燃料の、点線はＵｏ２
燃料の特性を示す。
燃料の特性を示す。
（｛）ＭＯＸ燃料における核分裂性プルトニウムの生成
割合はウラン燃料よりも大きいため、第２図に示される
如＜ＭＯＸ燃料の無限増倍係数（Ｋ■）の燃焼度による
変化は、燃焼全体としてはＵ０２燃料よりも小さく、特
に燃焼末期においてはＵＯ２燃料よりも緩やかなものと
なる．（口）プルトニウムの中性子吸収断面積はウラン
よりも大きいため、制御棒の吸収する熱中性子量を同一
条件の下で比較すると、プルトニウムではウランに比べ
て減少する。従ってＭＯＸ燃料の制御棒価値は第３図に
示される如く燃焼全体を通じて００２燃料より低い。
割合はウラン燃料よりも大きいため、第２図に示される
如＜ＭＯＸ燃料の無限増倍係数（Ｋ■）の燃焼度による
変化は、燃焼全体としてはＵ０２燃料よりも小さく、特
に燃焼末期においてはＵＯ２燃料よりも緩やかなものと
なる．（口）プルトニウムの中性子吸収断面積はウラン
よりも大きいため、制御棒の吸収する熱中性子量を同一
条件の下で比較すると、プルトニウムではウランに比べ
て減少する。従ってＭＯＸ燃料の制御棒価値は第３図に
示される如く燃焼全体を通じて００２燃料より低い。
このようにＭＯＸ燃料とＵｏ２燃料は特性が異なってお
り、両者が混在した炉心の設計においては、それらの燃
料の特性を考慮した燃料装荷方法の確立が要請される． 本発明は係る要請に応えるために成されたものであり、
その目的とするところは、従来のコントロール・セル炉
心の利点を損なうことなく、プルトニウム富化燃料（例
えばＭＯＸ燃・料）とＵ Ｏ ２燃料とを混在してコン
トロール・セル炉心を形成するに好通な燃料装荷方法を
提供することである。
り、両者が混在した炉心の設計においては、それらの燃
料の特性を考慮した燃料装荷方法の確立が要請される． 本発明は係る要請に応えるために成されたものであり、
その目的とするところは、従来のコントロール・セル炉
心の利点を損なうことなく、プルトニウム富化燃料（例
えばＭＯＸ燃・料）とＵ Ｏ ２燃料とを混在してコン
トロール・セル炉心を形成するに好通な燃料装荷方法を
提供することである。
［課題を解決するための千段］
．上記課題を達成するために、本発明に係るＢＷＲの燃
料装荷方法は、核燃料として二酸化ウラン燃料が装填さ
れた複数の第１の燃料集合体と、核燃料としてプルトニ
ウム富化燃料が装填された複数の第２の燃料集合体とを
混在して炉心に装荷するに際し、原子炉出力運転期間中
の反応度調整及び出力調整のために用いられる制御棒の
周囲に、数サイクルの燃焼を経過した比較的低反応度の
前記第１の燃料集合体四体を装荷することによりコント
ロール・セルを形成し、このコントロール・セルが一定
のパターンで前記炉心に分布するようになしたものであ
る。
料装荷方法は、核燃料として二酸化ウラン燃料が装填さ
れた複数の第１の燃料集合体と、核燃料としてプルトニ
ウム富化燃料が装填された複数の第２の燃料集合体とを
混在して炉心に装荷するに際し、原子炉出力運転期間中
の反応度調整及び出力調整のために用いられる制御棒の
周囲に、数サイクルの燃焼を経過した比較的低反応度の
前記第１の燃料集合体四体を装荷することによりコント
ロール・セルを形成し、このコントロール・セルが一定
のパターンで前記炉心に分布するようになしたものであ
る。
この場合、前記プルトニウム富化燃料は、代表的にはウ
ラン・プルトニウム混合酸化物（ＭＯＸ）燃料とする。
ラン・プルトニウム混合酸化物（ＭＯＸ）燃料とする。
［作 用コ
本発明に係るＢＷＲの燃料装荷方法では、従来のコント
ロール・セル炉心と同様、適宜に燃焼を経過（例えば２
〜３サイクル）した比較的低反応度の燃料を選択し、そ
れらを優先的にコントロール・セルへ装荷する． 但し、コントロール・セルへ装荷される燃料は二酸化ウ
ラン燃料とする．その理由は、第２図に示される如く二
酸化ウラン燃料の無限増倍係数（Ｋ（Ｘｌ）は、ある程
度燃焼した場合同炉心内の同燃焼度のプルトニウム富化
燃料と比べて低いためである． 従って二酸化ウラン燃料をコントロール・セルへ装荷す
ると、ＫＯＯが同燃焼度のプルトニウム富化燃料より低
いため、最大線出力密度がより低くなる。これに伴ない
、制御棒操作による出力変動上の安全余裕が増す． また、二酸化ウラン燃料は、第３図に示される如く燃焼
全般を通じてプルトニウム富化燃料より制御棒価値が高
いので、制御棒の挿入量（１本当りの挿入ノード、或は
挿入本数）をプルトニウム富化燃料をコントロール・セ
ルに装荷する場合より少なくできる。
ロール・セル炉心と同様、適宜に燃焼を経過（例えば２
〜３サイクル）した比較的低反応度の燃料を選択し、そ
れらを優先的にコントロール・セルへ装荷する． 但し、コントロール・セルへ装荷される燃料は二酸化ウ
ラン燃料とする．その理由は、第２図に示される如く二
酸化ウラン燃料の無限増倍係数（Ｋ（Ｘｌ）は、ある程
度燃焼した場合同炉心内の同燃焼度のプルトニウム富化
燃料と比べて低いためである． 従って二酸化ウラン燃料をコントロール・セルへ装荷す
ると、ＫＯＯが同燃焼度のプルトニウム富化燃料より低
いため、最大線出力密度がより低くなる。これに伴ない
、制御棒操作による出力変動上の安全余裕が増す． また、二酸化ウラン燃料は、第３図に示される如く燃焼
全般を通じてプルトニウム富化燃料より制御棒価値が高
いので、制御棒の挿入量（１本当りの挿入ノード、或は
挿入本数）をプルトニウム富化燃料をコントロール・セ
ルに装荷する場合より少なくできる。
本発明の特徴と利点を一層明確にするために、好ましい
実施例について添付図面とともに説明すれば以下の通り
である． ［実施例］ 第１図に示される実施例は、本発明の方法に従った燃料
装荷例を、ＢＷＲ炉心断面の燃料集合体配置で示すもの
である。
実施例について添付図面とともに説明すれば以下の通り
である． ［実施例］ 第１図に示される実施例は、本発明の方法に従った燃料
装荷例を、ＢＷＲ炉心断面の燃料集合体配置で示すもの
である。
図において、黒く塗り潰して示される計１３のコントロ
ール・セルＣＣは、各々出力調整及び反応度調整用の制
御棒（図示せず）の周囲に集合体四体を配置してなる．
ここでコントロール・セルＣＣに装荷すべき燃料につい
ては上述した通り比較的低反応度のＵＯ，燃料である． 次に、第１図の全てのコントロール・セルＣＣにＵＯ，
燃料を装荷した場合（本発明の方法）におけるコントロ
ール・セルＣＣの特性を、全てにＭＯＸ燃料を装荷した
場合（比較例）と比較して述べる．なお、比較例におけ
るＭＯＸ燃料の燃焼度は、本発明の方法におけるＵＯ，
燃料と同程度とする． （１）コントロール・セル上の最大線出力密度上記第２
図にＡで示した燃焼度領域の無限増倍係数（ＫＣＸ））
を比べてみると、ＵＯ，燃料の方が同燃焼度のＭＯＸ燃
料と比べて低い．従って本発明の方法によるコントロー
ル・セルＣＣの出力密度は、燃焼末期において比較例よ
りも２〜６％低くなることが計算により予想される． （２）制御棒操作特性 上記第３図に示したように、ＵＯ，燃料の制御棒価値は
、燃焼全般を通じてＭＯＸ燃料に比べて大きい．これに
より本発明の方法は、比較例よりも−１御棒の挿入量が
少なくて済むことが導かれる． 従って、本発明の方法においては、比較例に比して制御
棒の中性子照射量を低減できる．なお．． Ｍ Ｏ Ｘ
燃料とＵＯ．燃料との特性の相違はウランとプルトニウ
ムの核的性買の差異に起因しているため、上述した１０
２燃料に対するＭＯＸ燃料の特性は、他の種類のプルト
ニウム富化燃料にも通用される．従って本発明の方法に
おいては、ＭＯＸ燃料に代えて、ＢＷＲ用に設計された
他の種類のプルトニウム富化燃料を用いる構成としても
良い． ［発明の効果］ 以上説明したように本発明に係るＢＷＲの燃料装荷方法
によれば、二酸化ウラン燃料とプルトニウム富化燃料と
を混在してコントロール・セル炉心を構成する場合、コ
ントロール・セルには二酸化ウラン燃料を優先的に装荷
するようにしている．従ってコントロール・セルは、そ
れを構成する二酸化ウラン燃料の無限増倍係数が小さい
ので，プルトニウム富化燃料で構成する場合に比べると
出力密度が小さくなり、制御棒操作のフレキシ〈リティ
が大きくなるという効果がある．また、二酸化ウラン燃
料の制御棒価値はプルトニウム富化燃料に比して大きい
ため、プルトニウム富化燃料をコントロール・セルに装
荷した場合に比して、原子炉出力運転時の制御棒挿入量
を少なくでき、制御棒の中性子照射量を低減できるとい
う効果もある．これにより、制御棒の有効利用及び廃棄
物量の減容化が達成される． なお、本発明の方法に従ったコントロール・セルは、従
来と同様に二酸化ウラン燃料で構成されているため、従
来のコントロール・セルの利点は損なわれることがない
．
ール・セルＣＣは、各々出力調整及び反応度調整用の制
御棒（図示せず）の周囲に集合体四体を配置してなる．
ここでコントロール・セルＣＣに装荷すべき燃料につい
ては上述した通り比較的低反応度のＵＯ，燃料である． 次に、第１図の全てのコントロール・セルＣＣにＵＯ，
燃料を装荷した場合（本発明の方法）におけるコントロ
ール・セルＣＣの特性を、全てにＭＯＸ燃料を装荷した
場合（比較例）と比較して述べる．なお、比較例におけ
るＭＯＸ燃料の燃焼度は、本発明の方法におけるＵＯ，
燃料と同程度とする． （１）コントロール・セル上の最大線出力密度上記第２
図にＡで示した燃焼度領域の無限増倍係数（ＫＣＸ））
を比べてみると、ＵＯ，燃料の方が同燃焼度のＭＯＸ燃
料と比べて低い．従って本発明の方法によるコントロー
ル・セルＣＣの出力密度は、燃焼末期において比較例よ
りも２〜６％低くなることが計算により予想される． （２）制御棒操作特性 上記第３図に示したように、ＵＯ，燃料の制御棒価値は
、燃焼全般を通じてＭＯＸ燃料に比べて大きい．これに
より本発明の方法は、比較例よりも−１御棒の挿入量が
少なくて済むことが導かれる． 従って、本発明の方法においては、比較例に比して制御
棒の中性子照射量を低減できる．なお．． Ｍ Ｏ Ｘ
燃料とＵＯ．燃料との特性の相違はウランとプルトニウ
ムの核的性買の差異に起因しているため、上述した１０
２燃料に対するＭＯＸ燃料の特性は、他の種類のプルト
ニウム富化燃料にも通用される．従って本発明の方法に
おいては、ＭＯＸ燃料に代えて、ＢＷＲ用に設計された
他の種類のプルトニウム富化燃料を用いる構成としても
良い． ［発明の効果］ 以上説明したように本発明に係るＢＷＲの燃料装荷方法
によれば、二酸化ウラン燃料とプルトニウム富化燃料と
を混在してコントロール・セル炉心を構成する場合、コ
ントロール・セルには二酸化ウラン燃料を優先的に装荷
するようにしている．従ってコントロール・セルは、そ
れを構成する二酸化ウラン燃料の無限増倍係数が小さい
ので，プルトニウム富化燃料で構成する場合に比べると
出力密度が小さくなり、制御棒操作のフレキシ〈リティ
が大きくなるという効果がある．また、二酸化ウラン燃
料の制御棒価値はプルトニウム富化燃料に比して大きい
ため、プルトニウム富化燃料をコントロール・セルに装
荷した場合に比して、原子炉出力運転時の制御棒挿入量
を少なくでき、制御棒の中性子照射量を低減できるとい
う効果もある．これにより、制御棒の有効利用及び廃棄
物量の減容化が達成される． なお、本発明の方法に従ったコントロール・セルは、従
来と同様に二酸化ウラン燃料で構成されているため、従
来のコントロール・セルの利点は損なわれることがない
．
第１図は本発明に係る燃料装荷方法に従った燃料配置例
を示すＢＷＲ炉心の横断面図、第２図及び第３図はＭＯ
Ｘ燃料とＬＩＯ，燃料の無限増倍係数及び制御棒価値の
燃焼度変化の比較を示す線図である． ［主要部の符号の説明］ ＣＣ・・・コントロール・セル 第
を示すＢＷＲ炉心の横断面図、第２図及び第３図はＭＯ
Ｘ燃料とＬＩＯ，燃料の無限増倍係数及び制御棒価値の
燃焼度変化の比較を示す線図である． ［主要部の符号の説明］ ＣＣ・・・コントロール・セル 第
Claims (2)
- （１）核燃料として二酸化ウラン燃料が装填された複数
の第１の燃料集合体と、核燃料としてプルトニウム富化
燃料が装填された複数の第２の燃料集合体とを混在して
炉心に装荷するに際し、原子炉出力運転期間中の反応度
調整及び出力調整のために用いられる制御棒の周囲に、
数サイクルの燃焼を経過した比較的低反応度の前記第１
の燃料集合体四体を装荷することによりコントロール・
セルを形成し、このコントロール・セルが一定のパター
ンで前記炉心に分布するようになしたことを特徴とする
沸騰水型原子炉の燃料装荷方法。 - （２）前記プルトニウム富化燃料が、ウラン・プルトニ
ウム混合酸化物燃料であることを特徴とする請求項１に
記載の沸騰水型原子炉の燃料装荷方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1052145A JPH02232595A (ja) | 1989-03-06 | 1989-03-06 | 沸騰水型原子炉の燃料装荷方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1052145A JPH02232595A (ja) | 1989-03-06 | 1989-03-06 | 沸騰水型原子炉の燃料装荷方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02232595A true JPH02232595A (ja) | 1990-09-14 |
Family
ID=12906709
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1052145A Pending JPH02232595A (ja) | 1989-03-06 | 1989-03-06 | 沸騰水型原子炉の燃料装荷方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH02232595A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1998010426A1 (fr) * | 1996-09-04 | 1998-03-12 | Hitachi, Ltd. | Coeur de chargement initial |
| US5781604A (en) * | 1995-10-11 | 1998-07-14 | Hitachi, Ltd. | Initial core and fuel assembly |
| JP2011128103A (ja) * | 2009-12-21 | 2011-06-30 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 沸騰水型原子炉炉心 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6296889A (ja) * | 1985-10-23 | 1987-05-06 | 株式会社日立製作所 | 軽水型原子炉炉心およびその燃料装荷方法 |
-
1989
- 1989-03-06 JP JP1052145A patent/JPH02232595A/ja active Pending
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6296889A (ja) * | 1985-10-23 | 1987-05-06 | 株式会社日立製作所 | 軽水型原子炉炉心およびその燃料装荷方法 |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5781604A (en) * | 1995-10-11 | 1998-07-14 | Hitachi, Ltd. | Initial core and fuel assembly |
| WO1998010426A1 (fr) * | 1996-09-04 | 1998-03-12 | Hitachi, Ltd. | Coeur de chargement initial |
| JP2011128103A (ja) * | 2009-12-21 | 2011-06-30 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 沸騰水型原子炉炉心 |
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