JPH04282494A - 沸騰水型原子炉の炉心 - Google Patents
沸騰水型原子炉の炉心Info
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- JPH04282494A JPH04282494A JP3044653A JP4465391A JPH04282494A JP H04282494 A JPH04282494 A JP H04282494A JP 3044653 A JP3044653 A JP 3044653A JP 4465391 A JP4465391 A JP 4465391A JP H04282494 A JPH04282494 A JP H04282494A
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- Japan
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- fuel assembly
- fuel
- control rod
- core
- assembly
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- Pending
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- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 26
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- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 23
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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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
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
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は、沸騰水型原子炉の炉心
に係り、特に、プルトニウム利用の際の制御棒反応度価
値を増大し、炉停止余裕を増大するために好適な炉心構
成に関する。
に係り、特に、プルトニウム利用の際の制御棒反応度価
値を増大し、炉停止余裕を増大するために好適な炉心構
成に関する。
【0002】
【従来の技術】一般に、沸騰水型原子炉の炉心は、ペレ
ット状にした濃縮ウランの酸化物からなる燃料をジルコ
ニウム合金からなる円筒状の被覆管に充填した燃料棒を
多数束ねて、ジルコニウム合金からなる角筒状のチャン
ネルボックスでおおった燃料集合体をさらに多数束ねて
構成している。原子炉の運転によって炉心の反応度は減
少する。そこで、あらかじめ、燃料を余分に装荷してお
き、中性子吸収物質からなる十字型の制御棒に余った中
性子を吸収させて、反応度を減じ、臨界を保つようにし
ている。
ット状にした濃縮ウランの酸化物からなる燃料をジルコ
ニウム合金からなる円筒状の被覆管に充填した燃料棒を
多数束ねて、ジルコニウム合金からなる角筒状のチャン
ネルボックスでおおった燃料集合体をさらに多数束ねて
構成している。原子炉の運転によって炉心の反応度は減
少する。そこで、あらかじめ、燃料を余分に装荷してお
き、中性子吸収物質からなる十字型の制御棒に余った中
性子を吸収させて、反応度を減じ、臨界を保つようにし
ている。
【0003】
【発明が解決しようとする課題】近年、使用済み燃料を
再処理した後に回収されるプルトニウムをリサイクルし
て燃料として利用する計画が進められている。しかし、
プルトニウムはウランと比べ、共鳴エネルギ領域の中性
子に対する吸収断面積が大きく、プルトニウムを含む燃
料集合体(以下、プルトニウム燃料集合体と呼ぶ)のエ
ネルギスペクトルは、ウラン燃料集合体のそれに比べ、
熱中性子の割合が少なく、高エネルギ側にシフトした形
になる。制御棒で吸収される中性子は、主として熱中性
子である。従って、プルトニウム燃料集合体からなる炉
心では、ウラン燃料集合体からなる炉心に比べ、制御棒
の反応度価値が小さくなる傾向にある。この傾向は、プ
ルトニウム燃料集合体とウラン燃料集合体が混在する炉
心でも同様であり、プルトニウム燃料集合体の周囲に挿
入される制御棒の反応度価値は、ウラン燃料の周囲に挿
入される制御棒に比べて小さくなる。
再処理した後に回収されるプルトニウムをリサイクルし
て燃料として利用する計画が進められている。しかし、
プルトニウムはウランと比べ、共鳴エネルギ領域の中性
子に対する吸収断面積が大きく、プルトニウムを含む燃
料集合体(以下、プルトニウム燃料集合体と呼ぶ)のエ
ネルギスペクトルは、ウラン燃料集合体のそれに比べ、
熱中性子の割合が少なく、高エネルギ側にシフトした形
になる。制御棒で吸収される中性子は、主として熱中性
子である。従って、プルトニウム燃料集合体からなる炉
心では、ウラン燃料集合体からなる炉心に比べ、制御棒
の反応度価値が小さくなる傾向にある。この傾向は、プ
ルトニウム燃料集合体とウラン燃料集合体が混在する炉
心でも同様であり、プルトニウム燃料集合体の周囲に挿
入される制御棒の反応度価値は、ウラン燃料の周囲に挿
入される制御棒に比べて小さくなる。
【0004】
【課題を解決するための手段】上記の問題点を解決する
ため、本発明では、プルトニウム燃料集合体と制御棒と
の間隙(水ギャップ領域)を、ウラン燃料と制御棒との
間隙に比べて広くした。
ため、本発明では、プルトニウム燃料集合体と制御棒と
の間隙(水ギャップ領域)を、ウラン燃料と制御棒との
間隙に比べて広くした。
【0005】
【作用】このような本発明の構成によれば、プルトニウ
ム燃料集合体で核分裂により発生した中性子が、燃料集
合体と制御棒の間の水ギャップ領域で十分に減速され、
ウラン燃料とほぼ同様なエネルギスペクトルとなり、ウ
ラン燃料と同程度の制御棒の反応度価値を確保できる。
ム燃料集合体で核分裂により発生した中性子が、燃料集
合体と制御棒の間の水ギャップ領域で十分に減速され、
ウラン燃料とほぼ同様なエネルギスペクトルとなり、ウ
ラン燃料と同程度の制御棒の反応度価値を確保できる。
【0006】
【実施例】以下、本発明を実施例によって説明する。
【0007】図1は、本発明の沸騰水型原子炉の炉心の
一部の水平断面である。炉心1はプルトニウム燃料集合
体2、ウラン燃料集合体3、及び制御棒4から構成され
ている。
一部の水平断面である。炉心1はプルトニウム燃料集合
体2、ウラン燃料集合体3、及び制御棒4から構成され
ている。
【0008】炉心及び燃料集合体の寸法、材質等の仕様
は、表1に示す通りである。すなわち、燃料棒直径は約
12mm、燃料充填部長さは3.7m、集合体あたり燃
料棒本数は62本で、水ロッドが中心に二本配置されて
いる。燃料棒ピッチは、ウラン燃料集合体で約16mm
、プルトニウム燃料集合体で約15mmである。チャン
ネルボックス22および23の厚さは、いずれも2.5
mm であり、外幅は、ウラン燃料集合体で139mm
、プルトニウム燃料集合体で135mmとしている。燃
料集合体の配列ピッチは155mm、制御棒4の厚さは
約7mmである。従って、制御棒4とチャンネルボック
ス22及び23の間隙はウラン燃料集合体で約4mm、
プルトニウム燃料集合体で約6mmである。このように
、プルトニウム燃料集合体で、ウラン燃料集合体に比べ
、燃料集合体を小さくして制御棒と燃料集合体との間隙
を大きくすることにより、燃料集合体で核分裂により発
生した中性子が制御棒に到達するまでに、制御棒中の中
性子吸収材(炭化硼素)に吸収されやすいエネルギレベ
ルまで減速され、ウラン燃料集合体のみを装荷した炉心
と同等の制御棒価値を確保できる。
は、表1に示す通りである。すなわち、燃料棒直径は約
12mm、燃料充填部長さは3.7m、集合体あたり燃
料棒本数は62本で、水ロッドが中心に二本配置されて
いる。燃料棒ピッチは、ウラン燃料集合体で約16mm
、プルトニウム燃料集合体で約15mmである。チャン
ネルボックス22および23の厚さは、いずれも2.5
mm であり、外幅は、ウラン燃料集合体で139mm
、プルトニウム燃料集合体で135mmとしている。燃
料集合体の配列ピッチは155mm、制御棒4の厚さは
約7mmである。従って、制御棒4とチャンネルボック
ス22及び23の間隙はウラン燃料集合体で約4mm、
プルトニウム燃料集合体で約6mmである。このように
、プルトニウム燃料集合体で、ウラン燃料集合体に比べ
、燃料集合体を小さくして制御棒と燃料集合体との間隙
を大きくすることにより、燃料集合体で核分裂により発
生した中性子が制御棒に到達するまでに、制御棒中の中
性子吸収材(炭化硼素)に吸収されやすいエネルギレベ
ルまで減速され、ウラン燃料集合体のみを装荷した炉心
と同等の制御棒価値を確保できる。
【0009】次に、第二の実施例について説明する。図
2は、本発明の沸騰水型原子炉の炉心の一部の水平断面
図である。第一の実施例と同様に、炉心1はプルトニウ
ム燃料集合体2,ウラン燃料集合体3、及び制御棒4か
ら構成されている。第一の実施例と異なる点は以下のと
おりである。すなわち、チャンネルボックス22,23
の大きさは同じとし、燃料棒12と13の配列ピッチの
みを変え、制御棒4と燃料集合体の最外層燃料棒32,
33の距離がプルトニウム燃料集合体でウラン燃料集合
体に比べて大きくしてある。この構成によっても第一の
実施例と同様な効果が得られる。
2は、本発明の沸騰水型原子炉の炉心の一部の水平断面
図である。第一の実施例と同様に、炉心1はプルトニウ
ム燃料集合体2,ウラン燃料集合体3、及び制御棒4か
ら構成されている。第一の実施例と異なる点は以下のと
おりである。すなわち、チャンネルボックス22,23
の大きさは同じとし、燃料棒12と13の配列ピッチの
みを変え、制御棒4と燃料集合体の最外層燃料棒32,
33の距離がプルトニウム燃料集合体でウラン燃料集合
体に比べて大きくしてある。この構成によっても第一の
実施例と同様な効果が得られる。
【0010】
【表1】
【0011】
【発明の効果】本発明によれば、プルトニウム燃料集合
体とウラン燃料集合体を混在させて装荷した場合でも、
ウラン燃料集合体のみを装荷した炉心と同等の制御棒価
値が得られる。従って、ウラン燃料集合体のみを装荷し
た炉心と同等の炉停止余裕を確保することができる。
体とウラン燃料集合体を混在させて装荷した場合でも、
ウラン燃料集合体のみを装荷した炉心と同等の制御棒価
値が得られる。従って、ウラン燃料集合体のみを装荷し
た炉心と同等の炉停止余裕を確保することができる。
【図1】本発明の一実施例を示す炉心の一部の水平断面
図。
図。
【図2】本発明の実施例を示す炉心の一部の水平断面図
。
。
1…炉心、2…プルトニウム燃料集合体、3…ウラン燃
料集合体、4…制御棒、12…プルトニウム燃料棒、1
3…ウラン燃料棒、22…チャンネルボックス、23…
チャンネルボックス、5…水ロッド。
料集合体、4…制御棒、12…プルトニウム燃料棒、1
3…ウラン燃料棒、22…チャンネルボックス、23…
チャンネルボックス、5…水ロッド。
Claims (2)
- 【請求項1】核分裂性物質としてプルトニウムを含む燃
料を円筒状の被覆管に充填した複数の燃料棒を束ねて角
筒状のチャンネルボックスでおおった第一の燃料集合体
と、濃縮ウラン燃料を前記円筒状の被覆管に充填した前
記複数の燃料棒を束ねて前記角筒状のチャンネルボック
スでおおった第二の燃料集合体と、前記第一の燃料集合
体と前記第二の燃料集合体との間に挿入される中性子吸
収材を含む十字型の制御棒とからなる沸騰水型原子炉の
炉心において、前記制御棒から前記燃料集合体の最外層
の前記燃料棒と前記制御棒との距離が前記第二の燃料集
合体に比べ、前記第一の燃料集合体で大きくなるように
構成したことを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。 - 【請求項2】請求項1において、前記チャンネルボック
スの外幅を前記第二の燃料集合体に比べて前記第一の燃
料集合体で小さくなるように構成した沸騰水型原子炉の
炉心。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP3044653A JPH04282494A (ja) | 1991-03-11 | 1991-03-11 | 沸騰水型原子炉の炉心 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP3044653A JPH04282494A (ja) | 1991-03-11 | 1991-03-11 | 沸騰水型原子炉の炉心 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH04282494A true JPH04282494A (ja) | 1992-10-07 |
Family
ID=12697408
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP3044653A Pending JPH04282494A (ja) | 1991-03-11 | 1991-03-11 | 沸騰水型原子炉の炉心 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH04282494A (ja) |
-
1991
- 1991-03-11 JP JP3044653A patent/JPH04282494A/ja active Pending
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