JPH0438317B2 - - Google Patents

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JPH0438317B2
JPH0438317B2 JP60241783A JP24178385A JPH0438317B2 JP H0438317 B2 JPH0438317 B2 JP H0438317B2 JP 60241783 A JP60241783 A JP 60241783A JP 24178385 A JP24178385 A JP 24178385A JP H0438317 B2 JPH0438317 B2 JP H0438317B2
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    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F5/00—Transportable or portable shielded containers
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
    • G21C3/328—Relative disposition of the elements in the bundle lattice
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/06—Reflecting shields, i.e. for minimising loss of neutrons
    • 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
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    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Butt Welding And Welding Of Specific Article (AREA)
  • Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (AREA)
  • Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、一般に発電用原子炉の分野に関し、
特に、圧力容器の溶接部の高速中性子束による照
射を減少させるための装置に関するものである。
周知のように、原子炉、例えば加圧軽水型原子
炉の炉心は、核分裂性物質例えばウラン235の形
態の核燃料を収納している。この核分裂性物質
は、核分裂連鎖反応を受け、その過程において熱
を発生する。炉内構造物として知られる諸機械要
素は、密封された圧力容器内に炉心を構造的に支
持し、冷却媒体例えば軽水、圧力容器に導き、炉
心を経て、圧力容器から排出させる。冷却媒体即
ち原子炉冷却材は、核燃料の核分裂反応によつて
発生した熱を除去し、熱交換器（普通は圧力容器
の外部に配設される）内において、別の冷却媒体
にその熱を伝達する。この第２の冷却媒体（普通
は水）は、蒸気に変えられ、蒸気タービン・発電
機を駆動するために用いられる。
原子炉の炉心は、列状に並置された複数の燃料
集合体を有し、この配列の外周の輪部は、直円筒
の輪郭に近似している。各々の燃料集合体は、多
数の燃料棒と制御棒案内管（シンプル）とを含
み、これらの燃料棒及び制御案内管は、互いに平
行に隔だてられた関係で格子によつて側方から支
持され、制御棒案内管は、炉心の反応度を制御す
るためにその内部において軸方向に移動可能とし
た制御棒をを受入れるようになつている。
炉内構造物は、典型的には、炉心と圧力容器の
円筒壁との間に配置された中空の円筒状炉心バレ
ルを備えている。原子炉の冷却材は、１以上の入
口ノズルを経て圧力容器に流入し、圧力容器と炉
心バレルとの間を流下し、180゜方向を変えて、炉
心内部と、炉心及び炉心バレルの間のスペースと
を通つて上方に流れ、90゜方向を変え、１以上の
出口ノズルを経て、圧力容器から出る。
周知のように、核燃料の核分裂反応は、核燃料
の原子の原子核による中性子捕獲の結果であり、
１つの核分裂を生じる各中性子によつて、熱と、
１個以上の他の中性子とを発生させる（１回の捕
獲によつて平均2.1個の中性子を生ずる）。核連鎖
反応が持続するには、少なくとも１個の新しく発
生した中性子が別の１つの燃料原子を核分裂させ
ることが必要とされる。新しく発生した中性子
は、高速中性子であるのに、核分裂には、低速中
性子が必要なため、高速中性子を減速、即ち熱化
するために、中性子減速材が用いられる。原子炉
冷却材として用いられる軽水は、すぐれた中性子
減速材である。１つの原子の核分裂によつて発生
した全部の過剰中性子が、他の原子の核分裂に利
用されるのではなく、或るものは炉内構造物によ
つて吸収され、他のものは、１次冷却材中に溶解
している中性子毒物例えばホウ素、不燃性毒物を
含有した通常の制御棒、可燃性毒物を含有した特
別の制御棒、並びに、核分裂過程自身の結果とし
て核燃料中に生成した毒物、によつて吸収され
る。要約すると、過剰中性子のうちの或るもの
は、意図的に吸収され、他のものは意図的にでな
く吸収される。
濃縮核燃料、通常は濃縮ウラン235を含有した
燃料集合体の利用によつて、原子炉炉心の使用寿
命を長くし、燃料交換のための長時間を要する原
子炉停止の期間を短縮することは、以前から知ら
れている。
しかし、濃縮ウランは非常に高価なため、炉心
の使用寿命を或る期間長くするのに必要な濃縮量
を可及的に少なくすることが望ましい。この目的
のために開発された技術は、燃料管理技術として
知られ、その主な目的は、核分裂中に発生した中
性子をより有効に使用することにある。アウト・
イン・イン燃料技術として知られる既知の燃料管
理技術による３段階の炉心装荷方式によれば、新
しい燃料、１サイクル分燃焼した燃料及び２サイ
クル分燃焼した燃料をそれぞれ受け入れる３つの
領域に、炉心を区画し、原子炉の或る運転期間の
後に、最も多く燃焼した燃料を除去して、２サイ
クル分燃焼した燃料に代え、２サイクル分燃焼し
た燃料を１サイクル分燃焼した燃料に代え、この
１サイクル分燃焼した燃料を新しい燃料に代え
る。
別の既知の燃料管理技術は、低漏洩装荷パター
ンを用いるもので、これは、上述したアウト・イ
ン・イン型のパターンに比べて複雑であるが、炉
心からの高速中性子の漏洩を最小にし、換言すれ
ば、減速された時に核分裂反応に利用可能となる
高速中性子の数を最大にすることによつて、中性
子経済を著しく改善する。低漏洩装荷パターン
は、中性子経済の改善によつて燃料サイクルコス
トを低下させるだけでなく、炉心から半径方向に
放出される高エネルギーの中性子束から圧力容器
が受ける照射量を減少させる傾向をもつているこ
とが分かつた。これは望ましい属性ではあるが、
低漏洩装荷パターンは、普通には、燃料サイクル
コストを低減させることのみを目的として設計さ
れるため、この圧力容器の受ける照射量の減少
は、付随的に得られる特性に過ぎず、高エネルギ
ー中性子束に対する圧力容器の或る特別の限定さ
れた領域の照射に、影響することもあり、また影
響しないこともある。
しかし、或る特別の限定された圧力容器の領
域、即ち溶接場所が、絶えず照射されていること
は、圧力容器の溶接部を脆化させ、時には割れを
生ずるため、問題があることが分かつている。
この問題に対する一見して論理的な解決は、炉
心の周辺部にある燃料集合体のいくつかを例えば
ステンレス鋼製の中性子反射又は吸収棒の遮蔽体
によつて代えることであろう。これは、影響を受
けた圧力容器領域の照射に寄与する燃料集合体を
除去して、該領域と炉心との間に中性子遮蔽体を
配設することであるが、炉心の定格出力、即ち炉
心から得られる出力を大幅に低下させるため、好
ましくない。
別のやはり論理的と思われる解決は、周辺部の
燃料集合体はそのままにして、炉心と圧力容器と
の間に遮蔽体を置くことである。しかし、この方
法は、設置場所の制限と、炉心の外側領域の中性
子の評価及び広汎な機械的な再設計の必要性とに
よつて、コスト高となり、所要の作業時間も長く
なる。
炉心周辺領域の燃料集合体の出力を減少させる
ことによつて、炉心周辺領域での高速中性子束を
減少させると共に、内側領域の出力の対応した増
大によつて、炉心周辺領域の出力損失を補なうこ
とは、もちろん可能ではあるが、この場合は、構
成要素の熱的余裕が容認できない値となる上に、
冷却材喪失解析余裕にも有害な影響を受けるため
有利な解決策とは言えない。
従つて、本発明の主な目的は、特別な設計の燃
料集合体を使用することなく、高エネルギーの中
性子束に溶接部が照射されることによる前記の不
具合を軽減するための、より実用的な中性子束減
少装置を提供することにある。
上述の目的を達成するため、圧力容器内に配設
された炉心を含み、該炉心はその周辺部にまで延
在する数の燃料集合体から構成されており、前記
圧力容器上には少なくとも１つの軸方向もしくは
周方向溶接部がある、減速材冷却型の原子炉にお
いて、前記少なくとも１つの軸方向もしくは周方
向溶接部が照射を受ける中性子束の量を減少する
ための中性子束減少装置は、本発明によると、前
記炉心の周辺部内に配設されると共に、前記少な
くとも１つの軸方向もしくは周方向溶接部のうち
の１つ又はそれ以上のものの近くでそれぞれ実質
的に軸方向及び周方向に、前記炉心の周辺部にお
いて前記燃料集合体の不使用の制御棒案内管内に
入つて、散在していて、該中性子束減少装置が、
炭化ホウ素、カドミウム−インジウム−銀、及び
ハフニウムからなるグループから選択された中性
子吸収材から形成した平行配列の複数の減速材排
除棒から構成されている。
本発明の上述した構成によると、中性子減少装
置は、燃料集合体の一部をなしているため、炉心
の定格出力、原子炉停止余裕、炉心の熱的余裕又
は燃料サイクルコストに対する大きな影響を生じ
ることなく、しかも特別な設計の燃料集合体を使
用することなく、溶接部を照射する中性子束を減
少させることができる。
次に図面を参照して、本発明の好ましい実施例
を一層詳細に説明する。各図において同一又は同
種の要素又は部分は、同一の符号により表わされ
ている。
第１図に示した原子炉１０は、軽水加圧型即ち
減速材冷却型であるが、本発明の適用は、この特
別の型式の原子炉のみに限定されるものではな
い。
原子炉１０は、炉心１２を収容した圧力容器１
１を有し、炉心１２は、炉内構造物と屡々呼ばれ
る諸構造要素によつて、圧力容器１１の内部に支
持されている。炉心１２は、典型的には、それ自
身は正方形断面を有している複数の燃料集合体１
４から構成されており、該燃料集合体１４は、第
２図に部分的に示すように不整な又は段形の外周
形状をもつた直円柱状の全体的な形状を炉心１２
に与えるように並置されている。
炉内構造物には、圧力容器１１に入口ノズル１
６を経て入る原子炉冷却材の流路を、圧力容器１
１から出口ノズル１７を経て出る原子炉冷却材の
流路から分離するための、炉心バレル１５が含ま
れる。即ち、圧力容器１１に入る原子炉冷却材
は、炉心バレル１５の外側に沿つて下方に向けら
れ、次に180゜方向を変え、炉心１２の内部を通つ
て上方に流れ、最終的に出口ノズル１７から流出
する。炉内構造物は、炉心１２の外周の不整な形
状から炉心バレル１５の円形状への移行の役目も
担つている。典型的には、ステンレス鋼製の垂直
板１８は、炉心１２の不整な外周に接して位置さ
れ、複数の水平形成板１９によつて支持され、こ
れらの形成板は、垂直板１８と炉心バレル１５と
の両方にボルト締めされている。水平形成板１９
間の空所には、炉心１２を貫流する原子炉冷却材
の一部が満たされるが、この冷却材部分は、炉心
１２をバイパスするので、このバイパス流の質量
流量（形成板１９に形成される流通孔の流れ断面
積によつて定まる）は、或る最小値に、しかし形
成板１９と垂直板１８と炉心バレル１５との適切
な冷却を確実にするに足る値に保つべきである。
圧力容器１１は、典型的には、鋼板２２から形
成され、第１図に軸線Ａ−Ａ，Ｂ−Ｂによつてそ
れぞれ表わした軸方向及び円周方向に、一体的に
溶接されている。軸線Ａ−Ａ，Ｂ−Ｂは、溶接部
の中心線を各々表わしている。なお、原子炉１０
の炉心１２に対するこれらの溶接部の位置は、全
ての原子炉において必ずしも同一ではないが、或
る原子炉に炉心を一度据え付けた後は、圧力容器
の溶接部の位置は、その特定の炉心と、その原子
炉の使用寿命を通じて同一の圧力容器に後に装入
される他の任意の炉心とについて、固定されたも
のとなる。別の見方をすれば、どんな与えられた
原子炉についても、不整な炉心の外周の配向は、
圧力容器を形成する鋼板を接合している溶接部
（軸線Ａ−Ａ，Ｂ−Ｂ）に対して相対的に固定さ
れる。図示した例において、水平溶接部２１は、
ほぼ炉心１２の中心面にあり、垂直溶接部２２
は、燃料集合体１４″のコーナー２３と向かい合
いに配置されている。そのため、図示した特別の
例によれば、溶接部２１，２２は、最も苛酷な中
性子束条件にさらされる。実際には、この事情
は、ケースバイケースで相違しうるため、炉心の
位置及び配向と、特定の炉心による（水平及び垂
直の）高速中性子束分布及び出力との関連におい
て、圧力容器の実際の溶接部の位置を定めること
が必要になる。
引続き第２図を参照して、不整な折線Ｃ−Ｃと
それに対向する垂直板１８の部分とによつて画定
される或る恣意的な炉心領域２５は、本発明を説
明するための一例を与える目的のために、溶接部
２２に影響する高速中性子束に実体的に寄与する
ものと想定されている。図からわかるように、炉
心領域２５は、燃料集合体１４′，１４″，１４
，１４′′′′一部分にかかつている。炉心１２の
周辺領域における各燃料棒からの高速中性子束へ
の実際の寄与と、圧力溶器１１の溶接部において
の高速中性子束を減少させるために必要な中性子
毒物の量及び／又は排除棒の数は計算されよう。
本発明の説明の目的から、折線Ｃ−Ｃによつて画
定された炉心領域２５には、排除棒及び／又は毒
物及び／又は中性子反射物質を備える必要がある
と想定するだけでよい。中実管又は封止された中
空管から成る排除棒は、中性子減速材例えば軽水
を収容した料料集合体中の開口に嵌合される。炉
心領域２５内において減速材を排除することによ
り、（核燃料の核分裂によつて生じた）高速中性
子の受ける減速が少なくなるため、核分裂が減少
し、それにより、溶接部２２が照射される高速中
性子の発生量が少くなる。中性子毒物棒を使用す
ると、これらは、排除棒の有用な作用をもつほか
に、核分裂反応に利用されうる低速又は減速中性
子を吸収することにより、溶接部２２によつて吸
収されるべき高速中性子の発生量を更に少なくす
る。また、中性子毒物は、溶接部２２が受けうる
高速中性子のいくらかも吸収する。反射棒が使用
された場合、これらは、排除棒の有用な効果をも
つだけでなく、いくらかの中性子を、溶接部２２
から離れ、炉心１２に入るように反射する。
第３図の下部には、燃料集合体１４′，１４″，
１４，１４′′′′の格子２９を通り切断した横断
面として、炉心領域２５に対応する炉心１２の部
分が図示されている。格子、例えば格子２９は、
周知のように、燃料集合体１４の長さに沿つたい
ろいろの個所に配置されており、原子炉の冷却材
が燃料棒２６との熱交換関係において間隙を通つ
て流れうるように、燃料棒２６及び制御棒案内管
２７を相互に平行に離隔した関係に支持するよう
になつている。
案内管２７のような案内管は、その内部に挿入
された制御棒の運動を案内するために用いられ、
これらの制御棒は、周知のように、原子炉１０の
出力を制御するために、軸方向に移動可能となつ
ている。これらの制御棒は、典型的には、両端が
封止された中空管であり、端部同士接するように
積上げた中性子吸収材のペレツトを収容してい
る。或る燃料集合体１４は、炉心１２内のどの位
置に配置してもよいので、各々の燃料集合体１４
に同じ数の案内管２７を備え、これらを燃料集合
体１４内の同じ位置に配置することが、普通に行
なわれている。即ち、制御棒集合体は、普通は炉
心周辺には配置されないが、炉心周辺の燃料集合
体１４は、案内管２７を備えている。しかし、こ
れらの案内管２７は、通常は使用されない。通常
は、各燃料集合体１４の各々の格子２９は、計装
管のための中心開口３３を備えている。第２図に
示した炉心領域２５内の点２８は、それぞれの燃
料集合体の使用されない案内管２７の位置を表わ
している。
再び第３図を参照して、この第３図の上部に
は、ハブ３２により支持されて互いに平行に配置
された複数の排除−吸収−反射棒（減速材排除
棒）３１を含む排除−吸収−反射棒集合体３０が
図示されている。該集合体３０における排除−吸
収−反射棒３１の配列は、炉心領域２５における
不使用の案内管２７の位置と合致しており、各々
の棒３１は、１つの案内管２７に収容される。更
に、棒３１は、吸収型の普通の制御棒として形成
された同一の材料例えば炭化ホウ素、カドミウム
−インジウム−銀、ハフニウムその他を使用する
排除−吸収棒である。また更に、棒３１は、各々
の棒３１の長さに沿つて適宜配置された吸収材及
び反射材を含むこれらの排除棒の組合せから成つ
ていることもできる。これらの吸収材と反射材と
のどちらか一方又は両方は、棒３１の全長に亘り
延長していてもよい。また、各々の棒３１は、予
め選定された軸方向の炉心位置の間に適宜配置さ
れた反射材と吸収材とのどちらか一方又は両方の
一部から成るものとし、棒３１の残りの部分は、
実質的に非吸収性に、そして／又は非反射性にし
ておくことができる。棒３１は、どんな所望の長
さを有してもよく、棒集合体３０は、或る溶接部
の高速中性子束への照射を最小にするのに必要
な、どんな所望の長さを有してもよい。更に、炉
心領域２５のような、或る与えられた炉心１２の
領域は、前記の照射を最小とするのに必要な棒集
合体の数に依存して、１以上の棒集合体３０を備
えていることができる。
排除−吸収−反射棒集合体３０は、炉心の装荷
又は再装荷の間にその設定された炉心領域２５に
位置させ、その後の原子炉１０の運転の間炉心領
域２５内に残留させておくことができる。棒集合
体３０は、原子炉１０の運転の間組付け状態が保
たれるように、上部及び下部の炉心支持板（いず
れも図示しない）の間に、慣用されるように挾持
させることができる。
本発明の実施に当つて、次の手順が用いられ
る。圧力容器１１の垂直溶接部２１（軸線Ａ−
Ａ）及び水平溶接部（軸線Ｂ−Ｂ）に対する炉心
１２の位置関係を記録する。溶接部２１，２２の
ところ高速中性子束（例えば、106電子ボルトを
超過する中性子束）を計算もしくは測定する。高
速中性子束の値を減少させるために使用すること
が望ましい適宜の規準を用いて、１個もしくは複
数の棒集合体３０を備えるべき炉心１２の周辺領
域の大きさ及び位置についての決定と、排除棒効
果のほかに中性子吸収と中性子反射とのうちどち
らか一方又は両方が必要か否か、必要としたら、
どんな長さ及び軸方向の位置に用意するか、の決
定を行なう。これらの決定の結果に基づいて、正
確に寸法を定めた棒集合体を作製し、炉心１２内
の所望の１以上の位置に装填する。その後は原子
炉を定格出力で常法に従つて運転する。原子炉の
運転中に、排除−吸収−反射棒の設計及び移動を
確認するための測定を行ない、変更が適切と思わ
れた場合は、前述した手順に従つて、これらの変
更を行なう。
【図面の簡単な説明】
第１図は、本発明が適用されうる典型的な原子
炉を示す一部切欠き側面図、第２図は、第１図の
原子炉の圧力容器及び炉心の周囲部分のそれぞれ
一部を示し、第１図の２−２線に沿つた断面図、
第３図は、中性子束減少装置を組込んだ炉心の或
る領域の一部分をなす燃料集合体部分の斜視図で
ある。 １０…原子炉、１１…圧力容器、１２…炉心、
１４…燃料集合体、２１，２２…溶接部、２５…
炉心領域、３１…排除−吸収−反射棒（減速材排
除棒）。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. １ 圧力容器内に配設された炉心を含み、該炉心
    はその周辺部にまで延在する複数の燃料集合体か
    ら構成されており、前記圧力容器上には少なくと
    も１つの軸方向もしくは周方向溶接部がある、減
    速材冷却型の原子炉において、前記少なくとも１
    つの軸方向もしくは周方向溶接部が照射を受ける
    中性子束の量を減少するための中性子束減少装置
    であつて、該中性子束減少装置は、前記炉心の前
    記周辺部内に配設されると共に、前記少なくとも
    １つの軸方向もしくは周方向溶接部のうちの１つ
    又はそれ以上のものの近くでそれぞれ実質的に軸
    方向及び周方向に、前記炉心の周辺部において前
    記燃料集合体の不使用の制御棒案内管内に入つ
    て、散在していて、該中性子束減少装置が、炭化
    ホウ素、カドミウム−インジウム−銀、及びハフ
    ニウムからなるグループから選択された中性子吸
    収材から形成した平行配列の複数の減速材排除棒
    から構成されている、原子炉における中性子束減
    少装置。
JP60241783A 1984-10-31 1985-10-30 原子炉における中性子束減少装置 Granted JPS61117483A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US666697 1984-10-31
US06/666,697 US4759896A (en) 1984-10-31 1984-10-31 Method and apparatus for improving flux reduction factors

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS61117483A JPS61117483A (ja) 1986-06-04
JPH0438317B2 true JPH0438317B2 (ja) 1992-06-24

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Application Number Title Priority Date Filing Date
JP60241783A Granted JPS61117483A (ja) 1984-10-31 1985-10-30 原子炉における中性子束減少装置

Country Status (7)

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US (1) US4759896A (ja)
EP (1) EP0180187B1 (ja)
JP (1) JPS61117483A (ja)
KR (1) KR860003620A (ja)
CN (1) CN85109566A (ja)
DE (1) DE3581693D1 (ja)
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