JPH0324638B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 原子炉の炉心は通常数百個の燃料棒の束を有す
る。各燃料棒の束は多数の燃料棒により形成され
る。沸騰水型原子炉は普通８本×８本の燃料棒を
入れた燃料棒の束即ち燃料棒集合体を使用する。
場合によつては６本×６本、７本×７本または９
本×９本の燃料棒が使用される。これら燃料棒の
うちの１個またはそれ以上がエネルギーの生産以
外の別の機能を有する不活性物質の棒またはチユ
ーブと置き替えられてよもよい。各燃料棒は普通
「ジルカロイ」として知られるジルコニウム合金
製の被覆金属板チユーブ内に上へ上へと積み重ね
られた非常な多数の燃料ペレツト即ち錠剤を含
む。各燃料棒の束においては、各燃料棒は底部お
よび頂部の板の間に配置されており、前記底部お
よび頂部の板にはいわゆるタイロツドと呼ばれる
いくつかの燃料棒が固定されている。沸騰水型原
子炉においては燃料棒の束は一般にジルカロイ製
の燃料管によつて取り囲まれている。前記燃料管
の内部では、各燃料棒はスペーサーによつて相互
に横方向に所望の間隔をあけて保持されている。
前記スペーサーは垂直方向に適当な間隔をあけて
位置せしめられている。

原子炉内での燃焼即ちバーンアツプが進行して
最小限許容炉心反応率限界（the smallest
acceptable core reactivity margin）にまで達
した時に、燃料の部分的再充填が実施される。適
当な方法で、置き替えられるべき燃料の量と置き
替える燃料の核分裂物質濃縮度とをバランスさせ
ることによつて、次回の燃料補給が行われるまで
の間あるエネルギー出力が出るようにするよう過
剰な反応率が実現する。沸騰水型原子炉における
部分的再充填のとき、例えば各操業年度毎に（ま
たはこれとは異なる適当な操業期間毎に）燃料の
１／５だけ、かつ一般に操業の次年度の末から交換
することは可能である。このことは例示した場合
においては平衡状態に達するまでに燃料は５年間
炉心内に留まることを意味すると同時に、初期の
段階で取り替えられた燃料は３年から４年と、よ
り短い期間使用されることも意味する。

いままでは燃料補給は常に炉心から照射を受け
た燃料棒の束が取り去られ、そして照射を受けな
い燃料を有する新しい燃料棒の束があいたスペー
スに、通常は前記炉心内の残余の燃料棒の束を適
当に再配置したあとで、挿入されることにより行
われた。この燃料棒の束の再配置は原子炉が炉心
内において最適の出力分布を有しかつ最適の反応
率を有することができるようにするためになされ
る。前記原子炉炉心から取去られた照射を受けた
燃料棒の束は次に貯蔵され、そして残余の核分裂
物質を利用する最終的再処理を待つようされる。

日本国特許出願昭54（1979）−67398号によると、
燃料補給に関して燃焼した燃料棒の束からの燃料
棒を利用しながら新しい燃料棒の束を形成して、
この新しい燃料棒の束における核分裂物質の平均
含有量が前記燃焼した燃料棒の束のそれよりも高
いようにし、それによりこのように形成した燃料
棒の束を原子炉内で追加的な操業期間またはさら
にくり返して使用するようにすることが開示され
ている。このようにして燃焼させた燃料棒の束を
使用することによつて極めて大きく燃料コストを
節約することができる。開示された事例では新し
い燃料棒の束を組立てる時に使用される前記燃焼
させた燃料棒の束は、燃料として２酸化ウランお
よび場合により２酸化プルトニウムを使用する軟
水式沸騰水型原子炉の場合においては、ウランお
よびプルトニウムを含む当初の燃料の重量比で多
くて1.75％のU235、PU239およびPU241の形態
での核分裂物質の含有量を有する。上記出願によ
ると、新しい燃料棒の束を組成する時に、水／燃
料の比率を増加させそして残余の核分裂物質を有
効利用することができるようにするために、燃料
棒の代りに水を満したチユーブを燃料棒用のいく
つかの位置に配置することもまた開示されてい
る。

本発明はある条件の下では燃料棒の束が燃焼し
尽す即ちバーンアツプする前に、換言すれば部分
的に燃焼した時に燃料補給をすることによつて燃
料コストを相当に節減することが可能であるとい
う認識に基づくものである。相当の節約がなされ
るための条件としては、原子炉は始動時に通常よ
り低い価の水／燃料の容積比率に設定されてお
り、そして核分裂物質の含有量が低い多数の燃料
棒は核分裂物質の含有量の高い燃料棒と置き替え
られ、さらに同じ前記燃料棒の束内の多数の燃料
棒は水を満したチユーブと置き替えられる、とい
うことにある。

本発明は、燃料として２酸化ウラン又は、２酸
化ウランと２酸化プルトニウムを有し且つ複数個
の燃料棒で構成される複数個の燃料棒の束を備え
ている軟水式沸騰水型原子炉の燃料補給方法にお
いて、前記原子炉の始動時における水／燃料の容
積比率が1.85以下になるように設定され、U235、
Pu239、及びPu241の形態としての核分裂物質の
平均含有量が、前記燃料におけるウラン、又はウ
ランとプルトニウムの最初の重量に対して少くと
も1.80％になるまでの原子炉の操業後に、少なく
とも１つの燃料棒の束における第１の組の燃料棒
が、前記第１の組の燃料棒の核分裂物質の含有量
よりも高い核分裂物質の含有量を有する、前記原
子炉の第２の組の燃料棒によつて置き替えられ、
また前記原子炉の前記操業後に、前記少なくとも
１つの燃料棒の束におけるいくつかの燃料棒が、
水を満したチユーブによつて置き替えられるか、
又は取り除かれてそれらの位置は空いたままにさ
れる、ことを特徴とするものである。

本発明においては、原子炉の始動時における
水／燃料の容積比率を、通常の水／燃料の容積比
率に較べてかなり低い値、従つて反応度が低くな
る値である1.85以下に設定し、このような条件下
で、燃料棒が燃料し尽くしてしまう前の所定の時
期まで、即ち、U235、Pu239、及びPu241の形態
としての核分裂物質の平均含有量が、燃料におけ
るウラン、又はウランとプルトニウムの最初の重
量に対して少なくとも、1.80％になる時期までの
原子炉の操業後に、核分裂物質の含有量の低い燃
料棒を、新しい燃料棒によつて置換するのではな
く、同じ原子炉内の核分裂物質の含有量の高い燃
料棒と置換する。

本発明は、このようにして、燃料コストを大幅
に節減するという顕著な効果をもたらすのであ
る。

原子炉の前記操業後に、いくつかの燃料棒を水
を、満たしたチユーブによつて置換することによ
つて水／燃料の容積比率を高め、それに応じて反
応度を高めるのが好ましいが、それら燃料棒は取
り除いたままにしておいてもよい。

前記水／燃料の容積比率は燃料格子における減
速特性を表わす簡単な方法であり、それは通常冷
却材と減速材（水）とからなる炉心内の全容積合
計を、燃料（２酸化ウランおよび場合により２酸
化プルトニウム）からなる全容積の合計で、割る
ことにより算出される。冷却材の容積を決定する
時は、蒸気により構成される容積は差引かれると
いうやり方で沸騰は考慮に入れられる。

水／燃料の容積比率は燃料として２酸化ウラン
および場合により２酸化プルトニウムを使用する
軟水式沸騰水型原子炉の始動時においては、従来
技術では1.90から2.10である。

新しい燃料棒の束が最適に使用される時は、取
り替る燃料棒および水を満したチユーブは前記新
しい燃料棒の束の内部出力ピークフアクター、即
ち前記燃料棒の局部的最大出力値と前記燃料棒の
束の垂平断面における前記燃料棒の平均的出力値
との比率、が少くとも1.20、好ましくは1.30から
1.50の間であるように配置される。

本発明に基いた新しい燃料棒の束を実施するた
めに、核分裂物質含有量を低い燃料棒は同じ前記
燃料棒の束内の核分裂物質含有量が高い燃料棒に
よつて取り替えられることができる。極めてまれ
な場合は別として、核分裂物質含有量が低い燃料
棒は前記燃料棒の束のまわりの水を満した間隙付
近に位置しており、反対に核分裂物質含有量が高
い燃料棒は少くとも通常は前記燃料棒の束のより
中央部分に位置している。前記核分裂物質含有量
が低い燃料棒と取り替える燃料棒は前者を取り除
いた他の異る燃料棒の束から取つて来てもよい。

作業上の観点からみて、核分裂物質含有量が低
い燃料棒と取り替えるために使用される核分裂物
質含有量が高い燃料棒は、水を満したチユーブと
取り替えられるか、またはそれらのもとの位置は
あいたままにしておくと便利である。

さらに本発明に従つて燃料棒の束を形成する場
合において、前記燃料棒の束内の燃料棒用のいく
つかの位置に、１個または複数個の燃料棒の代り
に、例えば２酸化ウラン、ジルカロイまたは鋼と
いつたような適当なキヤリヤー物質内に分布せし
めたガドリニウム、ホウ素またはサマリウムとい
つた可燃性の中性子吸収物質を含む棒またはチユ
ーブを配置してもよい。このようにして運転期間
の比較的早い時期に強化された反応率制御をする
ことができ、しかも他方において同時に前期運転
期間の末期において水を満したチユーブによつて
得られたと同じ好都合な成果を得ることができ
る。

本発明を完全に使用する目的で、少くとも数十
またはそれ以上の部分的に燃焼した燃料棒の束が
原子炉内で燃料再補給時に、本発明に基いて形成
された燃料棒の束と取り替えられるべきである。
中性子節約の観点からすると、原子炉の使用中に
２回以上本発明に基づく燃料棒の束を再構成する
ことが有利である。

本発明は添付図面を参照して１例について述べ
ることによりより詳細に説明されるであろう。

第１図は複数個の垂直な燃料棒の束（fuel rod
bundles）を有する沸騰水型原子炉の原子炉炉心
の垂直断面図のごく１部分を示す。この断面図は
９個の完全な形での燃料棒の束１０を含む。炉心
全体の断面でみた燃料棒の束１０の数は全部で数
百になる。例えば１０ａといつた各燃料棒の束は
正方形格子内に入れられた64本の燃料棒１１によ
つて形成されている。燃料棒の束１０は正方形断
面を有するジルカロイ４種（zircaloy−４）製の
燃料管１２内に閉じ込められている。燃料棒はい
わゆるスペーサ（図示せず）によつて、燃料棒の
束の頂部および底部の板（図示せず）の間に均等
に離隔配置されてそれぞれの位置に保持されてい
る。各燃料棒はジルカロイ２種（zircaloy−２）
のチユーブ１３内に上へ上へと積み重ねられ閉じ
込められた燃料としての２酸化ウランの多数のペ
レツトからなる。燃料棒間および燃料管１２との
間のスペース１４には冷却材が満されるようにさ
れており、図示の実施例では冷却材は軽水であ
る。燃料棒の束１０の間の間隙１５ａ，１５ｂに
もまた同種の冷却材が満されるようにされてい
る。制御棒１６が挿入できるようにされた間隙１
５ｂはそうされていない間隙１５ａより広くされ
ている。前記断面はさらに中性子源１７および中
性子検知器１８を含む。はじめに述べたように、
１個またはそれ以上の燃料棒がエネルギーを生産
しない棒と置換されてもよい。即ち、例えば棒１
９は中実のまたは水を満たしたジルカロイ２種製
の棒と置換されてもよい。燃料棒２０，２１，２
２，２３は燃料棒の束１０の頂部および底部の板
に固定されている。ダツシユ線AB，ACは間隙
１５ｂを中央で分離し、ダツシユ線BD，CDは間
隙１５ａを中央で分離する。第１図について説明
すると、水／燃料棒の容積比率は、一方における
各スペース１４（沸騰分は補正される）の全容
積、２個の半間隙１５ａの全容積、２個の半間隙
１５ｂの全容積、およびもし水を満した棒１９が
あればその水の容量、以上の総合計と、他方にお
ける燃料を充填した全燃料棒１１内のペレツトの
容積、との比率である。

燃料棒１１相互間の距離は最適に中性子を節約
することおよび炉心の中性子増倍特性
（neutronmultiplying properties）に関連した原
子炉の物理的必要条件によつて主に決定される。
棒間距離を選択する時は、燃料棒の束１０の間の
間隙１５ａ，１５ｂ内の余分の水もまた考慮に入
れられる。前記余分の水は中性子束における局部
的変動に対して非常な重要性を有する。この水は
局部的に増加した中性子束を含むので、この水を
入れた間隙間に置かれた燃料棒は他の燃料棒より
より強烈に負荷される。燃料棒の束内における出
力分布を出来る限り均等化するために、燃料棒の
束内の異なる位置には異なる濃縮度を有する核分
裂物質、即ち図示の実施例ではU235、を含む燃
料棒が使用される。第２図は燃料の中のウラン
（２酸化ウラン）を最初の重量％で示してU235の
最初の含有量で示すような異る燃料棒を有する燃
料棒の束の一例を示す。（以下で示すパーセント
比もまた当初の燃料内にあつたウランの重量との
％比を示すものとする。）平均濃縮度は2.75％で
ある。燃料棒の束を形成する時は４種類の濃縮度
即ち1.18％、2.02％、2.80％および3.50％のもの
が使用される。１９で示す位置にはジルカロイ２
種製の中実の棒が配置されている。燃料棒の束内
における水／燃料の容積比率は1.80である。各数
字についてより正確に言うと、各燃料棒自体は示
されておらずそれらの濃縮含有量のみ示されてい
る。

第３図は３年間使用後における同じ燃料棒の束
を示す。２４で指示する各正方形内の上側の数字
はU235の濃縮含有量をパーセントで示し、そし
て２５で図示する下側の数字は燃料棒の束の中の
各燃料棒のPU239およびPU241の合計濃縮含有量
をパーセントで示す。プルトニウムは操業中に高
速の中性子をU238の中に補獲することによつて
形成されたものである。上述した中性子束が強力
であればあるだけ、そして前記水を満した間隙１
５ａ，１５ｂの付近の燃料棒内におけるそれらに
起因する効果が大きければ大きいだけ、当然のこ
とながら燃料棒の束の中央部におけるよりも、前
記付近において核分裂物質即ち実質的にU235、
PU239およびPU241がより急速に消費される。こ
のことは当初に実施された濃縮度による分布をひ
きつづきより強調し、かつ燃料棒の束内における
出力を平坦化するであろう。当初に2.75％であつ
たU235の平均含有量は３年の操業後には1.51％
であり、PU239（0.40％）およびPU241（0.04％）
の合計含有量は0.44％である。U235核およびプ
ルトニウム核の各１個の核分裂はほぼ同量のエネ
ルギーを生産させる。核分裂物質の量は当初の量
から約1.95％にまで減少させられた。残余の核分
裂物質もまた前記燃料棒の束内に含まれた燃料棒
のそれとは異なるように分布させられる。

本発明によると、第３図に示す燃料棒の束は以
下に述べるやり方で再形成され、かくして第４図
に示すような燃料棒の束を得るようにされる。

燃料棒３１は燃料棒３２に置き替える 〃 ３２は水を満したチユーブ３３に〃 〃 ３４は燃料棒３５に 〃 〃 ３５は燃料棒３６に 〃 〃 ３６は水を満したチユーブ３７に〃 〃 ３８は燃料棒３９に 〃 〃 ３９は燃料棒４０に 〃 燃料棒４０は水を満したチユーブ４１に置き替
える 〃 ４２は燃料棒４３に 〃 〃 ４３は水を満したチユーブ４４に 〃 〃 ４５は燃料棒４６に 〃 〃 ４６は水を満したチユーブ４７に 〃 〃 ４８は燃料棒４９に 〃 〃 ４９は水を満したチユーブ５０に 〃 〃 ５１は燃料棒５２に 〃 〃 ５２は水を満したチユーブ５３に 〃 〃 ５４は燃料棒４２に 〃 〃 ５５は燃料棒４５に置き替える。

これは第３図に示すような燃料棒の束から燃料
棒３１，３４，３８，４８，５１，５４および５
５が取り除かれ、そして燃料棒３２，３５，３
６，３９，４０，４２，４３，４５，４６，４
９、および５２は前記燃料棒の束の中における新
しい位置に移動され、かつ水を満したチユーブ３
３，３７，４１，４４，４７，５０および５３が
燃料棒が移動された後の位置に挿入されたことを
意味する。このようにして第４図に示す再構成さ
れた燃料棒の束が形成された。第４図に示すよう
な燃料棒を形成する時は、第３図に示す燃料棒の
束の中の燃料棒の置き替えは、幅広の間隙に最も
近くに位置しかつ核分裂物質の濃縮度の最も低い
位置にあるような燃料棒を主体として行われる。
上記置き替えによつて核分裂物質の平均含有量は
第３図で示す燃料棒におけるU235についての
1.51％、PU239およびPU241を合せたものにおけ
る0.44％、からU235については1.61％にまで、
PU239およびPU241を合わせたものにおける0.44
％にまで増加した。第４図に示す燃料棒の束の内
部出力ピークフアクター（internal power
peaking factor）は、1.50に上る。これにより多
数のエネルギー生産用の棒が減少された事実によ
り許容（allowance）がなされた。水／燃料の容
積比率は2.25にとなる。第４図に示す燃料棒の束
は第３図に示すような再形成されない燃料棒の束
より少くとも10％以上より多くエネルギーを生産
する。このことは原子炉の燃料コストをそれだけ
低減せしめるものとなる。

第４図に示す燃料棒の束において、１個または
それ以上の水を満したチユーブまたは燃料棒を、
例えばキヤリアー物質としての２酸化ウランまた
はジルカロイに担われたガドリニウムといつたよ
うな、可燃性の中性子吸収体を含む棒によつて取
り替えられてもよい。

【図面の簡単な説明】

第１図は軽水式沸騰水型原子炉の原子炉炉心の
１部分を示す垂直断面図、第２図は第１図に示す
原子炉炉心の一つの燃料棒の束を示す図面であつ
て、前記燃料棒の束内に含まれる各燃料棒は
U235を含む核分裂物質の当初の含有量でもつて
示される。第３図は第２図の燃料棒の束が３年間
使用された後の状態を示し、U235としておよび
PU239とPU241との合計量としての核分裂物質の
含有量でもつて示す。第４図は本発明に基いて第
３図に示す燃料棒の束から製作された燃料棒の束
を示す。 １０，１０ａ…燃料棒の束、１１，２０，２
１，２２，２３…燃料棒、３１，３４，３８，４
２，４５，４８，５１，５４，５５…低い核分裂
物質含有量を有する燃料棒、３２，３５，３６，
３９，４０，４２，４３，４５，４６，４９，５
２…高い核分裂物質含有量を有する燃料棒、３
３，３７，４１，４４，４７，５０，５３…水を
満したチユーブ。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 燃料として２酸化ウラン又は、２酸化ウラン
   と２酸化プルトニウムを有し且つ複数個の燃料棒
   １１で構成される複数個の燃料棒の束１０を備え
   ている軽水式沸騰水型原子炉の燃料補給方法にお
   いて、前記原子炉の始動時における水／燃料の容
   積比率が1.85以下になるように設定され、U235、
   Pu239、及びPu241の形態としての核分裂物質の
   平均含有量が、前記燃料におけるウラン、又はウ
   ランとプルトニウムの最初の重量に対して少くと
   も1.80％になるまでの前記原子炉の操業後に、少
   なくとも１つの燃料棒の束における第１の組の燃
   料棒３１，３４，３８，４２，４５，４８，５
   １，５４，５５が、前記第１の組の燃料棒の核分
   裂物質の含有量よりも高い核分裂物質の含有量を
   有する、前記原子炉の第２の組の燃料棒３２，３
   ５，３６，３９，４０，４２，４３，４５，４
   ６，４９，５２によつて置き替えられ、また前記
   原子炉の前記操業後に、前記少なくとも１つの燃
   料棒の束におけるいくつかの燃料棒３２，３６，
   ４０，４３，４６，４９，５２が、水を満したチ
   ユーブ３３，３７，４１，４４，４７，５０，５
   ３によつて置き替えられるか、又は取り除かれて
   それらの位置は空いたままにされることを特徴と
   する軟水式沸騰水型原子炉の燃料補給方法。 ２ 特許請求の範囲第１項記載の軽水式沸騰水型
   原子炉の燃料補給方法において、前記第１の組の
   燃料棒３１，３４，３８，４２，４５，４８，５
   １，５４，５５と置き替えられる前記第２の組の
   燃料棒３２，３５，３６，３９，４０，４２，４
   ３，４５，４６，４９，５２が該第１の組の燃料
   棒を含む燃料棒の束と同一の燃料棒の束内にある
   ことを特徴とする方法。