JPH0379678B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、原子炉に係り、特に、安全性、耐震
性、安定性、燃料健全性、燃料経済性に好適な燃
料集合体を有する原子炉に関する。 沸騰水型原子炉は、商用炉が実用化して以来、
燃料集合体の燃料棒の格子が、７行７列から８行
８列に変更されたが、燃料集合体に装荷されるウ
ラン量は、ほぼ変化がないように設計されてき
た。これは、炉心の特性が、水対ウランの比の値
に大きく依存するためで、この基本方針は、部分
的な設計変更を行う場合には無難な考え方である
といえる。最近、燃料の健全性向上策の１つとし
て、燃料ペレツトの中心に直径３mm程度の空孔を
設けることが提案されている。この場合も、空孔
の大きさを、ウラン量の変化が10％以下になるよ
うにして、出力係数の変化を従来通り維持するよ
う留意されている。 一方、軽水炉の安全に対する考え方が、この20
年の間に少しずつ変化している。開発当初は、何
等かの原因で出力が上昇し、減速材中のボイド量
が増加した時、出力が自動的に低下するいわゆる
出力の自己制御性をつかさどる負の出力係数が大
きいほど安全であると考えられ、その思想の下で
設計されていた。しかし、主蒸気隔離弁閉や給水
喪失等のボイドがつぶれる加圧冷水過渡現象に対
しては、不必要に大きな負の出力係数を有するこ
とは、安定性を悪くすることにつながり易い。 又、再処理のコストが、ウラン濃縮のコストを
上まわつている現在では、核分裂に直接寄与しな
いウラン−238を炉心に多量に装荷し再処理施設
に運ぶことは、燃料サイクルコストの上昇につな
がるとともに、炉心を不必要に重くして、耐震性
を低下させる原因となつている。 本発明の目的は、炉心の耐震性を向上させると
ともに、過渡時の出力変化の小さい原子炉を提供
することにある。 本発明は、燃料集合体の上下両端部をのぞいた
中央部の80％の部分で、チヤンネルボツクス内の
断面積175cm²長さ１cmあたりの濃縮度3.2重量％以
上のウランの装荷量が全同位体重量で0.40Kgから
0.28Kgであることを特徴とし、上述の装荷量を従
来の燃料棒集合の値0.47Kgから0.40Kgと0.28Kgと
の間に変更することにより、安定性、急激な出力
変更時の燃料健全性、耐震性燃料経済性を向上さ
せ、過渡時の出力変化を小さくする。 このような新しい概念を可能にしたものは、負
のボイド係数を小さくすると出力の自己制御性が
わるくなり、濃縮度を上げると燃料サイクルコス
トが高くなるという常識を打破つたことによる。 現在、BWRの代表的な取替用燃料集合体は、
濃縮度2.8重量％、平均取り出し燃焼度
28000MWD／Ｔ、その燃料で構成される炉心の
ボイド係数は−12セント／％ボイドである。この
燃料集合体の濃縮度を3.2重量％に上昇させて、
装荷ウラン量を従来の80％にすると、燃料集合体
が全寿命中に出す出力は、従来の燃料集合体とほ
ぼ同じである。その燃料集合体で構成される炉心
のボイド係数は、従来の約75％であり、必要な天
然ウラン量は約７％節約でき、しかも濃縮に要す
るSWUは従来の燃料集合体とほぼ同じである。 このような炉心について、過渡解析を実施した
結果、負の出力係数が有効な考慮すべきすべての
事故については、殆んど変化がなかつた。これ
は、ある一定以上の大きさの負の出力係数が出力
の自己制御性に効果がないことを示している。ま
た、MWD当りの濃縮度を従来より高くし、ウラ
ン装荷量を少くすることは、中性子利用率を向上
できると共に、新燃料集合体の中性子増倍率を増
大できる。このため、同時に炉心に滞在する取出
し直前の燃料集合体の中性子増倍率を従来より低
くすることができ、結果的には燃料経済性が向上
する。また、別の見方をすると、BWRから取出
される使用済燃料集合体中のウラン−235の濃度
は、約0.8重量％である。一方、濃縮プラントの
テイルとして劣化ウラン中のウラン−235の濃度
は0.2重量％であるので、濃縮プラントで出来る
だけ活用する方が、ウラン−235を有効に利用す
ることが出来るといえる。 従つて冒頭にのべた種類の燃料集合体において
本発明により、次のようにして、安全性、耐震
性、安全性、燃料健全性、燃料経済性の向上を達
成出来たことは極めて注目に値する。 単位体積あたりのウラン装荷量を少なくするた
めには、燃料棒を細くすればよいと考えられる
が、燃料棒の表面積が減少して、熱的条件がきび
しくなる。 熱的条件が、現在よりきびしくならないで、上
記の目的を達成する方法として、次の３つの方法
が考えられる。 第１は、燃料棒の中心部に大きな空孔を設け、
アニユラー状の燃料ペレツトを採用する。その際
燃料ペレツトの割れによる落下を防止するため、
中空部に、ジルカロイ管、黒鉛管や、ジルコニウ
ム、黒鉛、シリコン等で構成される低密度の繊維
状のもので、内部をサポートすることが考えられ
る。又、アニユラー化により、燃料ペレツト内の
温度差も小さくなるので、フアイン・セラミツク
技術等の併用で割れないペレツトの実現も可能で
ある。また、ペレツトの高さを低くして、ワツシ
ヤー状のペレツトにすることにより、燃料ペレツ
トの割れ防止を促進出来る。 第２の方法は、ウランの酸化物粉末の中に、熱
伝導性が高く、中性子吸収が小さい物質を混入さ
せる。その物質としては、SiC，BeO等が考えら
れる。 第３の方法は、現在の８行８列の格子状の燃料
棒の配列を９行９列の格子状の配列にして、熱的
条件を緩和した後、ウラン装荷量を少なくし、か
つ冷却材の圧損を低減するため、従来一般にいわ
れている９行９列格子用の燃料棒より直径をさら
に細くする。その結果生じた圧損の余裕分で、ス
ペーサを追加し、燃料棒が細くなるために生じる
燃料棒のまがりやすさを防止し、従来の９行９列
格子のもつていた欠点を解消出来る。又燃料ペレ
ツトの中心部に直径３mm前後の中空部分を設け、
燃料棒の表面積の増大と燃料棒中心温度の低減を
はかることが出来る。さらに、９行９列格子にす
ることにより、水ロツドの数を現状の２本から２
〜５本に増加させることが可能になり、中性子利
用率を向上させ、燃料集合体内の出力分布を平坦
化出来ることにより、燃料経済性が向上する。 以下、本発明を実施例により説明する。 上述した第１の方法による本発明の好適な一実
施例であるBWR燃料集合体の横断面図を第１図
に示す。燃料集合体は、８行８列の正方格子に配
列された燃料棒１およびウオータロツド２とそれ
を囲むチヤンネルボツクス３から構成される。チ
ヤンネルボツクス３内の燃料棒１およびウオータ
ロツド２間に、冷却材の流れる流路が存在する。
燃料集合体間には、制御棒４が挿入される。本発
明では、燃料棒内部を除き、従来のBWR燃料集
合体と同一の形状をとつている。燃料棒内部は、
第２図に示すごとく、被覆管５内に外径10.31mm、
内径5.95mmの燃料ペレツト６を配置し、さらにそ
の内部に、円筒状の低密度の繊維状の黒鉛７を挿
入し、燃料ペレツトの割れによる落下を防止して
いる。本実施例では、円環状の燃料ペレツトを採
用することにより、ウラン装荷量を従来の2/3に、
また燃料集合体重量を80％に低減し、さらに、燃
料棒外径を従来と同一とすることにより、熱的条
件を従来と全く同じにしている。 燃料集合体が全寿命中に出す出力が一定となる
濃縮度と装荷ウラン量の関係を第３図に示す。こ
れより装荷ウラン量を従来の2/3とした本実施例
では、燃料集合体の平均濃縮度が4.1重量％、水
対ウラン比（原子数比）が従来の1.5倍となる。
水対ウラン比を大きくすることで中性子の熱化が
進み、ウラン235の有効利用を図ると同時に、ボ
イド係数の絶対値を減少でき、制御棒価値を増加
できる。第４図にボイド係数及び制御棒価値と装
荷ウラン量の関係を示す。本実施例の場合、ボイ
ド係数は従来の約65％となり、負の出力係数を小
さくした炉心となる。一方制御棒価値は従来より
約13％増加する。これにより、制御棒内に収納さ
れるB₄Cの表面積を低減することができ、B₄Cと
構造材との間隙の増大により、制御棒の寿命を延
ばすことが可能となる。 第５図に、ボイド反応度係数の変化が炉心安定
性に及ぼす影響を示す。図において、横軸は従来
の燃料集合体のボイド反応度係数を1.0に規格化
して示したボイド反応度係数であり、縦軸は炉心
安定性についての減幅比である。ここで、減幅比
は原子炉の運転状態により変化するが、図には、
炉心安定性が最も悪くなる自然循環最大出力運転
状態における減幅比の変化を示した。図から、燃
料集合体に装荷するウラン量を少なくし、負のボ
イド反応度係数を小さくすることにより炉心安定
性は向上できることがわかる。なお、他の運転状
態においても、減幅比の絶対値は異なるが、ボイ
ド反応度係数の減少により炉心安定性は向上す
る。 燃料棒の健全性維持のためには、被覆管への機
械的荷重および核分裂生成物（FP）の燃料ペレ
ツトからの放出を低減することが望ましい。燃料
ペレツトからのFP放出は、燃料温度に強く依存
し、温度が高いほど放出量が多くなる。本実施例
の燃料棒と従来型燃料棒の照射全期間中の燃料最
高温度の比較を第６図に示す。本実施例では、燃
料最高温度をおよそ従来の1600℃から1200℃に低
減でき、その結果、FPの放出量を現行燃料棒に
くらべおよそ1/3に低減できる。 一方、燃料温度を低減したことにより、燃料ペ
レツトの膨張を小さくおさえることが可能とな
る。これにより、出力上昇時に被覆管にかかる機
械的荷重が低減される。第７図に、燃焼末期に、
線出力密度8KW／ftから134KW／ftに出力を急
上昇した際に、被覆管に生じる応力を比較して示
す。本発明で使用する熱料ペレツトは、熱膨張が
小さいため最大線出力密度13.4KW／ftにおける
応力は現行燃料棒にくらべ2/3に低減することが
できる。 また、燃料温度の低減は、高燃焼時に被覆管塑
性歪み増加の原因となる燃料スウエリング低減に
有効である。第７図に現行燃料棒と本発明に使用
する燃料棒の燃焼末期における被覆管塑性歪みを
比較した。本発明に使用する燃料棒の被覆管塑性
歪みは、現行燃料棒のおよそ7/10に低減できる。 以上の点から、本発明の燃料集合体で使用する
燃料棒は、急激な出力上昇時および高燃焼時にお
ける燃料健全性を向上することが可能である。 第８図は、原子炉建屋と燃料集合体との固有周
期差が0.04秒である原子炉サイトにおける、地震
時の燃料集合体の応答変位を示したものである。
本実施例では、装荷ウラン量が従来の2/3、また
燃料集合体の重量が従来の80％であるため、集合
体の固有周期が12％短くなる。その結果、原子炉
建屋と燃料集合体の固有周期差は50％増加し、地
震時の集合体の応答変位を約30％低減することが
できる。また、地盤剛性が大きく、原子炉建屋と
燃料集合体との固有周期差が0.04秒より小さい原
子炉サイトでは、燃料集合体の応答変位を上記の
値以上に低減することができる。したがつて、本
実施例では、耐震性の向上により、原子炉設置場
所を、地震最大加速度が従来より約30％以上大き
い地区にまで拡大することが可能となる。 前述した本発明の第３の方法による実施例を第
９図に示す。本実施例では、燃料棒の外径を細く
することにより、ウラン装荷量の減少をはかる。
この場合、冷却材による燃料棒からの除熱面積が
減少するため、図に示したように、現在の８行８
列の格子子を９行９列の格子に変更し、燃料棒１
本あたりの発熱量を減少し、熱的条件を緩和す
る。即ち、燃料集合体の発熱量が同一の場合、燃
料棒１本あたりの発熱量は従来の約80％となる。
その結果、最小限界出力比MCPRは、従来値に
比べて６％増加し、熱的余裕が増大する。本実施
例では４本のウオータロツドを採用しているが、
９行９列格子の場合、２〜５本のウオータロツド
の採用が可能である。 第１０図は本実施例による燃料棒の横断面図で
ある。被覆管５の外径および肉厚は10.55mmおよ
び0.77mmであり、その内部には、外径8.80mm、内
径3.0mmの、中空の燃料ペレツト６が収納されて
いる。ウラン装荷量は従来の80％、また燃料集合
体重量は88％である。 細径の燃料棒を採用した場合、燃料棒の曲げ剛
性の減少によつて照射による曲がりが増大する可
能性がある。本実施例では、スペーサの数を従来
の７個から８個に増加し、スペーサ間の軸方向の
間隔を12％短くすることにより、燃料棒の曲がり
を従来値以下にすることができる。スペーサの増
加に伴つて燃料集合体内の圧力損失は約３％増加
するが、本実施例では、燃料棒外径が従来の86％
と細く、ぬれ縁長さが小さいため、燃料集合体内
の圧力損失が従来値以上に増大することはない。 装荷ウラン量を従来の80％とした本実施例で
は、燃料集合体が全寿命中に出す出力を一定とす
るためには、集合体平均濃縮度が3.2重量％とな
る。実施例１に比べて、流路面積が約６％増加し
ているため、中性子の熱化が従来の８行８列の燃
料集合体より効果的に行われ、ウラン235の有効
利用がより一層図られる。その結果、必要な天然
ウラン量が約７％節約出来、濃縮に要するSWU
は従来とほぼ等しくできる。また本実施例の水対
ウラン比は従来の1.3倍となり、ボイド係数は従
来の約75％となる。また制御棒価値は従来より約
10％増加する。以上より本実施例でも実施例１同
様、負の出力係数が小さい炉心が実現できる。 実施例１で述べたように、燃料棒健全性維持に
は、できるだけ燃料温度を低減することが必要で
ある。本燃料集合体は、燃料ペレツトを装填した
燃料棒が従来８×８集合体の62本から、77本に増
加したことにより、集合体単位長さ当りの出力は
従来と同一で各燃料棒の線出力密度を62/77に低
減できる。従つて同一燃焼期間で個々の燃料棒内
に生成されるFP量は減少する。本発明の燃料集
合体は、中空燃料ペレツト装填燃料棒を使用して
いるため、上記の線出力密度低減の効果と併せ
て、燃料温度を従来型の８行８列の燃料集合体の
燃料棒にくらべて大幅に低減できる。燃焼期間中
の最高温度を第１表に示した。最高温度は、従来
型燃料棒の1600℃にくらべ600℃低減し1000℃と
なる。 燃料棒内に生成されるFP量が低減されている
こと、および、燃料温度低減によりFP放出率が
低減されていることの２点により、燃料棒内への
FP放出は従来の約1/5におさえられる。被覆管内
径が約4/5に減少していることを考慮すると、被
覆管内面に付着する腐食性FP量は従来燃料棒の
約1/4に低減できる。 また、燃料温度を低減したことにより出力上昇
時の燃料ペレツトの熱膨張および燃料スウエリン
グをおさえることができ出力上昇時の被覆管応
力、および燃焼末期の被覆管塑性歪みを低減でき
る。被覆管応力および被覆管塑性歪みを従来型燃
料棒と比較して第１表に示した。応力、歪み、い
ずれも従来型燃料棒にくらべ低減できており、燃
料棒健全性維持に有効であることがわかる。 また、本実施例では、燃料集合体の重量を12％
低減できるため、地震時の集合体の応答変位を10
％以上低減でき、耐震性を向上することができ
る。 さらに、ボイド係数を従来の約75％に低減でき
るため、炉心安定性を向上することができる。 【表】

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例である燃料集合体の
横断面図、第２図は第１図に用いられる燃料棒の
横断面図、第３図は装荷ウラン量と濃縮度及び水
対ウラン比の関係を示す線図、第４図は装荷ウラ
ン量とボイド係数及び制御棒価値の関係を示す線
図、第５図は、ボイド反応度係数と炉心安定性に
ついての減幅比の関係を示す線図、第６図は、装
荷ウラン量とペレツト中心空孔半径、および燃料
温度の関係を示す図、第７図は装荷ウラン量と被
覆管応力、被覆管塑性歪みの関係を示す図、第８
図は装荷ウラン量と集合体の応答変位の関係を示
す線図、第９図は本発明の他実施例である燃料集
合体の横断面図、第１０図は第９図に用いられる
燃料棒の横断面図である。 １……燃料棒、２……水ロツド、３……チヤン
ネルボツクス、４……制御棒、６……燃料ペレツ
ト、７……繊維状黒鉛。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 燃料集合体の上下両端部をのぞいた中央部の
   80％の部分で、チヤンネルボツクス内の断面積
   175cm²長さ１cmあたりの濃縮度3.2重量％以上のウ
   ランの装荷量が全同位体重量で0.40Kgから0.28Kg
   であることを特徴とする沸騰水型原子炉燃料集合
   体。