JPH05196772A - 汽水分離器を含む2レベル原子炉 - Google Patents

汽水分離器を含む2レベル原子炉

Info

Publication number
JPH05196772A
JPH05196772A JP4210573A JP21057392A JPH05196772A JP H05196772 A JPH05196772 A JP H05196772A JP 4210573 A JP4210573 A JP 4210573A JP 21057392 A JP21057392 A JP 21057392A JP H05196772 A JPH05196772 A JP H05196772A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
core
fuel
water
steam
nuclear reactor
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Withdrawn
Application number
JP4210573A
Other languages
English (en)
Inventor
Larry E Fennern
ラリー・エドガー・フェナーン
Daniel R Wilkins
ダニエル・レイモンド・ウィルキンズ
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
General Electric Co
Original Assignee
General Electric Co
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by General Electric Co filed Critical General Electric Co
Publication of JPH05196772A publication Critical patent/JPH05196772A/ja
Withdrawn legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D5/00Arrangements of reactor and engine in which reactor-produced heat is converted into mechanical energy
    • G21D5/04Reactor and engine not structurally combined
    • G21D5/06Reactor and engine not structurally combined with engine working medium circulating through reactor core
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
    • G21C1/084Boiling water reactors
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/16Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants comprising means for separating liquid and steam
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24Promoting flow of the coolant
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24Promoting flow of the coolant
    • G21C15/243Promoting flow of the coolant for liquids
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/18Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/24Homogeneous reactors, i.e. in which the fuel and moderator present an effectively homogeneous medium to the neutrons
    • G21C1/28Two-region reactors
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02Details
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【目的】 燃料配置の融通性を高めて、燃料のより完全
な燃焼を達成するために、熱伝達流体を循環させる原子
炉に2レベル炉心を設ける。 【構成】 第1炉心24、第1炉心の上に配置された複
数の汽水分離器および汽水分離器の上に配置された第2
炉心30を、すべて単一の圧力容器12の内部に含む。
汽水分離器は第1炉心から蒸気−水混合物を受け取り、
蒸気から水を分離する。分離した蒸気は第2炉心に案内
され、その結果過熱蒸気が発生する。好ましくは、第2
炉心の燃料バンドルは第1炉心の燃料バンドルと鉛直方
向整合関係に配置される。燃料は最初第2炉心に配置し
て親物質を核分裂性物質へ変換し、その後、第1炉心に
配置替えすることにより一層完全な軸線方向燃焼が可能
になる。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【産業上の利用分野】この発明は、一般に原子炉、特に
炉心の燃料配列を改良した原子炉に関する。
【0002】
【従来の技術】核分裂炉は、ウラン同位元素(U233
235 )やプルトニウム同位元素(Pu239 、P
241 )のような核分裂性原子の核分裂に依拠してい
る。中性子を吸収すると、核分裂性原子は壊変し、数種
の高エネルギー中性子とともに、原子量の小さい、運動
エネルギーの高い原子を生成する。核分裂生成物の運動
エネルギーはただちに熱として放出される。熱は原子炉
の主たるエネルギー生成物である。壊変の際に放出され
る中性子の一部は他の核分裂性原子に吸収され、壊変と
熱発生の連鎖反応を生じる。原子炉中の核分裂性原子
は、連鎖反応が自己持続性となるように配置されてい
る。
【0003】取扱いを容易にするために、核分裂性燃料
をモジュールユニットとして維持するのが代表的であ
る。これらのユニットは鉛直に延びる燃料棒のバンドル
とすることができる。各燃料棒は、核分裂性燃料ペレッ
トを積重ねたものをクラッディングで囲んだ構成であ
る。一般に、各燃料棒には、核分裂反応の気体副生成物
を受け入れるための空間、すなわち「プレナム」を設け
るが、そうしないと、気体副生成物が燃料棒を過度に加
圧し、その破損につながるおそれがある。燃料バンドル
を原子炉内に二次元配列として配設して、「炉心」(コ
ア)を形成する。中性子を吸収する制御棒を燃料バンド
ル間または燃料バンドル内に挿入して、炉心の反応度を
制御する。制御棒を少しずつ挿入したり引き抜いたりす
ることにより、炉心の反応度を調節することができる。
【0004】経済および安全の両方の考慮から燃料利用
の改良が望ましく、燃料利用の改良は、燃料交換の頻度
を少なくすること、原子炉内部からの放射線への被ばく
を少なくすることを意味する。さらに、燃料利用の改良
は、一般に燃料の「燃焼」(バーンアップ)、つまり核
分裂をより完全にすることを意味する。燃料要素の寿命
を長くし、燃料の燃焼度をより完全にする上での大きな
障害となるのは、炉心全体にわたって半径方向および軸
線方向両方に中性子束が均質でないことである。たとえ
ば、炉心の中心付近の燃料バンドルは他の燃料要素で囲
まれているが、周辺の燃料バンドルはその1側面以上が
残りの燃料要素に面していない。そのため、中心部の燃
料バンドルの中性子束は、周辺部の燃料バンドルの中性
子束より大きい。したがって、周辺部の燃料バンドル
は、中心部の燃料バンドルが燃焼するのより、ゆっくり
燃焼する傾向がある。
【0005】炉心の半径方向位置により中性子束密度が
ばらつく問題は、燃料バンドルを中心位置と周辺位置の
間で配置しなおすことにより、解決している。この結
果、燃料交換操作を追加するのと引き替えに、燃料バン
ドルの寿命を長くしている。中性子束密度のばらつきは
半径方向だけでなく、軸線方向にも生じる。たとえば、
燃料バンドルの頂部または底部近くの燃料がさらされる
中性子束は、燃料バンドルの中間より上に位置する燃料
より少ない。この軸線方向の変動は、燃料要素の半径方
向の配置転換では、有効に解決されない。
【0006】中性子束密度のばらつきに加えて、スペク
トル分布のばらつきも燃焼度に影響する。たとえば、沸
とう水炉(BWR)では、核分裂中に放出される中性子
は余りに速く動き、余りに高いエネルギーをもつので、
連鎖反応を持続するのに必要なさらなる核分裂をすぐに
引き起こすことができない。これらの高エネルギー中性
子は「高速」中性子として知られている。遅い中性子
は、「熱中性子」と呼ばれ、もっとも簡単に核分裂を引
き起こす。
【0007】BWRでは、熱中性子は以前は高速中性子
である。高速中性子が、主として、熱伝達媒体として使
用される水(減速材)中の水素原子との衝突により遅く
されて、熱中性子となる。熱中性子と高速中性子の間の
中間のエネルギーレベルのものが「エピサーマル」中性
子である。エピサーマル中性子は、核分裂を引き起こす
のに望ましいエネルギーを越えるが、多くのアクチニド
系列同位元素による共鳴吸収を促進し、一部の燃料
「親」物質を「核分裂性」同位元素に変換する。たとえ
ば、エピサーマル中性子は、親物質U238 を核分裂性P
239 に変換するのに有効である。炉心内の熱、エピサ
ーマルおよび高速中性子の割合は炉心の軸線方向範囲に
わたって変化する。
【0008】中性子スペクトルの軸線方向変動は、部分
的には、炉心を上昇する水の密度またはボイド率の変動
に原因がある。沸とう水炉(BWR)では、炉心の底部
に入る水は本質的に、完全に液相にある。炉心を上昇す
る水は沸とうするので、炉心の頂部から出る水の体積の
大部分は蒸気相、すなわち水蒸気(スチーム)である。
蒸気相の密度は低いので、水蒸気は中性子減速材として
は液体の水より有効でない。したがって、中性子減速の
観点から、水蒸気が占める炉心体積が「ボイド」と認め
られ、炉心内の空間領域での水蒸気の量は「ボイド率」
により特徴付けることができる。燃料バンドル内では、
ボイド率は底部でのほぼゼロから頂部近くでの約0.7
まで変化する。
【0009】BWRを例にとって説明を続けると、燃料
バンドルの底部近くで、中性子発生と密度は比較的低い
が、そのレベルでの低いボイド率の水による減速がきく
ので、熱中性子の割合(%)は高い。それより上方で
は、ボイド率が上昇し続ける一方、中性子密度が最高値
に達する。したがって、熱中性子の密度はバンドルの下
方中間レベル近くのどこかでピークに達する。このレベ
ルより上では、中性子密度はおおよそ安定なままで、エ
ピサーマルおよび高速中性子の割合(%)が増加する。
バンドルの頂部近くでは、中性子密度がスペクトル全体
にわたって減少する。これはバンドルの頂部のすぐ上で
は中性子が発生しないからである。
【0010】このスペクトル分布により引き起こされる
不均質さが、種々の問題の原因となる。上方中間部分に
焦点を当てると、燃焼度が不適切なことと高レベル超ウ
ラン廃棄物の生成が増大することが問題である。上方中
間部分は熱中性子の割合(%)が比較的低いので、場合
によっては、核分裂性燃料の濃度を高くして連鎖反応を
支持する。もしも燃料バンドルの核分裂性燃料分布が均
一であれば、この部分は、他のバンドル部分より前に臨
界点(連鎖反応を持続するのに必要なレベル)以下に低
下する。燃料バンドルは、バンドルのすべての部分の核
分裂性燃料が使い尽くされるのよりずっと前に交換しな
ければならず、燃料が無駄になる。
【0011】廃棄物処理にともなう問題がこの上方中間
部分でさらに悪くなる。エピサーマル中性子のレベルが
比較的高い結果、ネプツニウム、プルトニウム、アメリ
シウム、キュリウムなどの、最後には高レベル廃棄物と
なるアクチニド系列元素の生成が増加するからである。
軸線方向スペクトル変動に対処する1つの方法は、制御
棒を用いることである。BWRの場合、代表的には、制
御棒が炉心に下側から延在し、制御棒に入れた中性子吸
収材が、隣の燃料から、制御棒がなければ核分裂に使用
される熱中性子を奪う。つまり、制御棒を用いて、熱中
性子の軸線方向位置での分布を修正して一層完全な燃焼
度を達成することができる。しかし、制御棒はスペクト
ル密度を粗いレベルで制御することしかできない。
【0012】スペクトル変動のもっと正確な補償を、濃
縮変化および可燃性毒物を用いて行うことができる。た
とえばU235 濃縮ウランを用いる濃縮変化を燃料バンド
ルの頂部近くに用いて、熱中性子の局部的欠乏を部分的
に補償することができる。同様に、酸化ガドリニウム
(Gd2 3 )のような可燃性毒物が、大きな熱中性子
束を受け取るバンドル部分の被ばくをバランスさせるこ
とができる。時間がたつと、可燃性毒物が毒物ではない
同位元素に変換されるので、核分裂性物質の量が減少す
るにつれて、核分裂に使用される熱中性子が多くなる。
このように、核分裂は燃料バンドルの部分では時間経過
に対して一層一定に留まる。バンドルに沿った軸線方向
位置により濃縮および可燃性毒物の量を変えることによ
り、より長い、より完全な燃焼を達成することができ
る。さらに、濃縮および毒物分布を半径方向位置に応じ
て変えて、熱中性子密度の半径方向変動を補償すること
ができる。
【0013】それにもかかわらず、制御棒の使用、バン
ドルの半径方向位置交換、選択的濃縮および可燃性毒物
の分布は、すべて合わせても、まだ、燃焼速度および中
性子スペクトルの軸線方向変動と関連した問題を残して
いる。さらに、使用されているこれらの方法のいずれ
も、エピサーマル中性子のレベルが高く、熱中性子のレ
ベルが低いため、バンドルの上方中間部分に生成され、
残される高レベルの核分裂性物質の問題を効果的に解決
していない。必要とされているのは、中性子束の軸線方
向スペクトル変動をより効果的に処理でき、したがって
より高い燃料燃焼度を達成し、高レベル廃棄物を最小限
にするシステムである。
【0014】さらに、通常のBWRでは水を冷却材とし
て使用しているので、水を原子炉、配管およびBWRが
発生する蒸気により動力供給されている代表的な蒸気タ
ービンに循環させるにつれて、水が不純物や腐食生成物
(crud)で汚染されてくる。腐食生成物は、燃料棒
クラッド(clad)の上に蓄積し、燃料棒とそれに沿
って流れる冷却水との間の熱伝達率を低下するので、原
子炉に望ましくない。熱伝達率が低下すると、燃料温度
が上昇し、その結果反応度が減少する。さらに、クラッ
ド温度の上昇は燃料棒の機械的寿命の短縮につながるお
それがある。したがって、原子炉に適当な手段を設け
て、腐食生成物を冷却材から除去して、燃料バンドルへ
の腐食生成物の堆積を減少または防止する必要がある。
【0015】
【発明の目的】この発明の主たる目的は、より完全な燃
料燃焼度を達成して、燃料利用率を高めるとともに、放
射性廃棄物の生成を最小にすることにある。この発明の
別の目的は、中性子束密度および中性子スペクトル分布
の軸線方向変化を用いて、親燃料を核分裂性燃料に転換
するとともに、炉心での燃料の寿命の間より均一かつ完
全な燃料核分裂を達成するのに有効な、新規な改良原子
炉を提供することにある。
【0016】この発明の他の目的は、蒸気冷却炉(SC
R)と、炉冷却材から腐食生成物を除去する手段を含む
沸とう水炉(BWR)とを軸線方向に積み重ねた形態の
2レベル炉心を有する、新規な改良原子炉を提供するこ
とにある。
【0017】
【発明の概要】この発明によれば、熱伝達流体を循環さ
せる原子炉に2レベル炉心を設けて、燃料配置の融通性
を高める。2レベル炉心は、第1炉心、第1炉心の上に
配置された複数の汽水分離器および汽水分離器の上に配
置された第2炉心を、すべて単一の圧力容器の内部に含
む。汽水分離器は第1炉心から蒸気−水混合物を受け取
り、蒸気(スチーム)から水を分離する。分離した蒸気
を第2炉心に案内し、それで第2炉心を冷却し、その結
果過熱蒸気が発生する。好ましくは、第2炉心の燃料バ
ンドルを、中間に介在する汽水分離器および第1炉心の
燃料バンドルと鉛直方向整合関係に配置する。この配置
は、3要素すべてを単一アセンブリとして抜き去ること
により、第1炉心の燃料バンドルにアクセスすることを
可能にする。燃料交換操作の際、燃料バンドルを1つの
炉心から別の炉心に移動することができ、種々の燃焼度
の段階でユニットを配列する上での融通性を高める。2
レベル炉心は、燃料を最初第2炉心に配置して親燃料の
核分裂性燃料への変換を行い、その後、燃料を第1炉心
に配置替えして一層完全な軸線方向燃焼を達成すること
を可能にする。第1炉心と第2炉心の間に配置された汽
水分離器は、第2炉心に案内される蒸気の品質を制御
し、腐食生成物(crud)が分離された水に溶液状態
で留まるのを許し、こうして腐食生成物をいずれの炉心
にも堆積せずに、炉水クリーンアップ系統により運転中
に除去できるようにする。
【0018】この発明の新規な特徴は特許請求の範囲に
記載した通りである。以下に、添付の図面を参照しなが
ら、この発明の好適な実施例を説明し、その目的および
効果を明確にする。
【0019】
【具体的な構成】図1にこの発明の1実施例による原子
炉10を線図的に示す。炉10は、鉛直または長さ方向
中心軸線14を有する環状炉圧力容器12を含む。容器
12には水などの炉冷却材16を入れる。容器12の頂
部ヘッドと底部ヘッドとの間の上方中間部分近くの所定
のレベルLまで、容器12に水を満たす。
【0020】環状炉心シュラウド18が中心軸線14の
まわりに同軸に延在し、容器12から半径方向内方へ離
れて、両者間に環状のダウンカマー20を画定する。炉
心シュラウド18は容器12の底端からも上方に離れ
て、ダウンカマー20と流れ連通した通常の下部プレナ
ム22を画定する。第1または下部炉心24が、炉心シ
ュラウド18の底部に下部プレナム22と流れ連通関係
で配置されている。下部炉心24は、複数の通常の第1
または下部燃料バンドル26を含み、これらの燃料バン
ドル26は通常の第1二次元配列またはマトリックスと
して配設され、隣接する燃料バンドル26が従来周知の
ように横方向または半径方向に離間している。下部炉心
24は沸とう水炉(BWR)として作動し、下部プレナ
ム22から受け取った水16fを加熱、沸とうして、蒸
気−水混合物16aを形成し、蒸気−水混合物は下部炉
心24内を上方に上昇する。
【0021】複数の横方向に離間した汽水分離器28
が、下部炉心24の上に、蒸気−水混合物16aを受け
取るよう下部炉心24と流れ連通関係で配置されてい
る。汽水分離器28は、液体として水、すなわち分離水
16bを蒸気(スチーム)、すなわち分離蒸気16cか
ら分離する作用をなす。第2または上部炉心30が、炉
心シュラウド18内に汽水分離器28より上に、分離蒸
気16cを受け取るよう汽水分離器28と流れ連通関係
で配置され、分離蒸気16cを加熱して過熱蒸気16d
を形成する。上部炉心30が分離蒸気16cを加熱する
一方、蒸気が上部炉心30を冷却し、こうして上部炉心
30は蒸気冷却炉(SCR=steam cooled
reactor)を形成する。上部炉心30は、同じ
く従来通りに第2二次元配列またはマトリックスとして
配設された複数の通常の第2または上部燃料バンドル3
2を含む。
【0022】この例示の実施例では、炉心シュラウド1
8を用いてダウンカマー20を画定している。しかし、
別の実施例では、炉心シュラウド18をなくしてもよ
く、その場合には、第1炉心24、汽水分離器28、第
2炉心30を容器12から半径方向内方に離間して、ダ
ウンカマー20を画定する。過熱蒸気16dは上部炉心
30から上方へ通常の蒸気ドライヤ34に流入し、そこ
で残っている水分を除去した後、通常の出口ノズル36
を通して炉10から排出される。炉10には、通常の環
状給水スパージャ38も下部炉心24の上に、ダウンカ
マー20と流れ連通関係で配置され、通常通り、入口ノ
ズル39から供給される比較的低温の給水16eをダウ
ンカマー20に案内する。給水16eはダウンカマー2
0内の水16と混合し、下方へ下部プレナム22中へ流
れ、ついで下部炉心24中に入口水16fとして流れ込
む。
【0023】水16は水自体の密度の差により容器12
内で自然に循環する。すなわち、ダウンカマー20内で
は温度が比較的低いので水の密度が最大であり、下部炉
心24内では水が比較的高温でかつ蒸気−水混合物16
a中の蒸気と混合しているので水の密度が比較的低い。
所望に応じて、通常のポンプ手段、たとえばジェットポ
ンプや炉内部ポンプ(図示せず)を用いて再循環を促進
することができる。
【0024】下部燃料バンドル26および上部燃料バン
ドル32は共通な形状を共有するのが好ましく、すなわ
ち形状を実質的に同じにして、各燃料バンドルを各マト
リックス中の任意の位置に置けるようにする。燃料交換
操作中、正味の移動は次の通りである。使用済みバンド
ルを下部炉心24から取り出し、上部炉心30からの部
分的使用済みバンドルを下部炉心24に挿入し、そして
新しいバンドルを上部炉心30に挿入する。この燃料バ
ンドルの入れ替え方は平均的燃料交換方式であるが、数
本のバンドルを上部炉心30から除去し、数本の新しい
燃料バンドルを下部炉心24に挿入し、そして数本の部
分的使用済み燃料バンドルを下部炉心24から上部炉心
30に移動するようにしてもよい。
【0025】炉心24および30での加熱により、また
分離器28での水/蒸気分離により、水16の蒸気ボイ
ド率は容器12内のレベルが高くなるにつれて増加する
ので、水16の蒸気ボイド率は上部炉心30の頂部での
方が、下部炉心24の底部でよりはるかに高い。したが
って、中性子減速は上方レベルでより下方レベルでの方
が効果的である。減速に差があるので、上部炉心30の
燃料バンドル32は、下部炉心24の燃料バンドル26
よりハードな(硬い)中性子スペクトルにさらされる。
【0026】この相対的にハードな中性子スペクトル
は、上部炉心30内の新しい燃料バンドルにより、有効
に利用することができる。相対的にハードな中性子スペ
クトルはより高い割合の高速中性子およびエピサーマル
中性子を含有し、一方、熱中性子スペクトルはより高い
割合の低速熱中性子を含有する。熱中性子は、核分裂を
うながす点で、高速中性子より有効である。高速中性子
は捕獲、すなわち核分裂につながらない共鳴吸収反応を
受けやすい。
【0027】非核分裂性中性子吸収は、結果として同位
体濃縮を生じる。言い換えると、ハードな中性子スペク
トルは親物質を核分裂性燃料に変換する。一次反応は親
物質U238 による高速中性子の吸収で、比較的短い寿命
の放射性崩壊系列を通して核分裂性物質Pu239 を生じ
る。Pu239 が中性子を吸収すると、核分裂を生じる
か、或いはつぎのプルトニウム同位体、親物質Pu240
を形成する。親物質Pu240 が中性子を吸収すると、核
分裂性Pu241 同位体となる。ハードな中性子スペクト
ルの正味の作用は、元の核分裂性物質を部分的に消費し
ながら、追加の核分裂性物質を生成することである。さ
らに、種々の核反応および放射性崩壊系列を通して形成
される他の超ウラン元素は、ハードなスペクトルで核分
裂を生じる見込みが高く、有用なエネルギーを生成し、
高レベルアクチニド系列廃棄物の生成を最小にする。し
たがって、上部燃料バンドル32の比較的ハードな中性
子スペクトルを用いて、親燃料を核分裂性燃料に変換
し、廃棄物毒物を最小限にすることができ、こうして燃
料バンドルの運転寿命を長くする。
【0028】上部炉心30における相対的にハードな中
性子スペクトルは、核分裂を誘引するのにあまり効果的
でない。上部炉心30における比較的新しい燃料バンド
ルの燃料が濃縮されていて、核分裂性燃料、たとえばU
235 を比較的高い濃度で含有する場合には、このことは
問題ではない。追加の核分裂性燃料が生成するのより速
くU235 が減損するので、ハードな中性子スペクトルは
最終的に、連鎖反応を支持することができなくなる。こ
の時点より前に、もはや新品とはいえなくなった燃料バ
ンドルを上部炉心30から、より多くの熱中性子スペク
トルにさらされる下部炉心24に移動することができ
る。
【0029】熱中性子は核分裂を誘引するのにもっとも
効果的であるので、下部炉心24の燃料をより完全に利
用することができる。これは、廃棄物処理と燃料経済の
両面での利点を与える。下部炉心24の燃料は熱中性子
スペクトルを受けるので、捕獲および共鳴吸収と核分裂
反応との比が小さく、親物質の変換率が低くなり、高レ
ベル廃棄物が少なくなる。したがって、(プルトニウム
生成により、使用済み燃料要素内に高レベルの長寿命放
射能を生じるおそれがある)同位体濃縮が下部炉心24
のソフトな中性子スペクトルで最小になる。
【0030】この発明は、炉心を通しての軸線方向中性
子スペクトルのシフトを利用することができる、融通性
の高い燃料配置を提供する。その結果、燃料寿命を長く
し、高レベル核廃棄物の量を最小にする。この発明のこ
れらのそして他の特徴と効果を、以下の詳しい説明で明
らかにする。この発明の2レベル燃料バンドル配設によ
れば、燃料交換操作中の燃料バンドルの配置替えにおけ
る融通性が増大する。特に、それぞれの燃料バンドルに
ついて、通常の半径方向配列位置に加えて、軸線方向レ
ベルを選択することが可能になる。これにより得られる
燃料交換方式では、新しいまたは低燃焼度の燃料バンド
ルを上部炉心30に装填し、そこでハードな中性子スペ
クトルにより親燃料を核分裂性燃料に転換することがで
きる。部分的に使用された、すなわち中間乃至高燃焼度
の燃料バンドルを上部炉心30から下部炉心24に移動
することができ、そこでより多くのソフトな、すなわち
熱中性子スペクトルによって残っている核分裂性燃料を
もっと効果的に利用する、すなわち核分裂させることが
できる。下部炉心24では、中性子スペクトルがソフト
なため、親燃料からの転換が最小限に抑えられるので、
比較的完全な燃焼が可能であり、下部燃料バンドル26
中に生成する高レベル放射性廃棄物の量が最小限に抑え
られる。
【0031】通常の1レベル炉心における燃料バンドル
は、代表的には、処分される前に何回かの燃焼サイクル
を受ける。燃料交換のための停止ごとに、燃料バンドル
をマトリックス内で半径方向に配置転換し、燃焼度の低
いバンドルを、中性子束密度およびスペクトル分布にお
ける半径方向変化から見て、より完全な燃焼を得るのに
適当な別の半径方向位置に移動する。燃料バンドルが実
質的に燃焼し終ったら、すなわち実質的に完全に核分裂
をし終ったら、そのバンドルは炉心から除去する。した
がって、この発明によれば、燃料バンドルの半径方向だ
けでなく、軸線方向の配置転換も可能にすることによ
り、燃料管理における融通性が増大する。新しいか低燃
焼度の燃料を上部炉心30に与え、中間乃至高燃焼度の
燃料を下部炉心24に与えるのが好ましい。上部炉心3
0用の低燃焼度の燃料は同じ上部炉心30内での半径方
向配置転換から来ればよく、下部炉心24用の中または
高燃焼度の燃料は上部炉心30から来るのが好ましく、
そして所望に応じて、中または高燃焼度の燃料の一部が
下部炉心24の半径方向配置転換から来てもよい。
【0032】この発明によれば、複数の炉心が2つ以上
のレベルの燃料バンドルを有し、これらの燃料バンドル
はモノリシックとしても、多数の要素を含んでもよい。
あるレベルのバンドルを二次元配列またはマトリックス
に、三角形、正方形を含む長方形、または多角形として
パックすることができる。他のパッキング形状を採用し
てもよい。制御棒を用いる実施例では、場合によって
は、すべての炉心レベルに制御棒を使用しなくてもよ
い。パワー出力調整は、可燃性毒物を使用したり、冷却
材流れと温度を調節したり、他のパワー調整方法を採用
したりすることにより、通常通りに行うことができる。
下部炉心24へのアクセスは上部炉心30を通して、ま
たは底部から、あるいは横方向から行うことができる。
【0033】下部炉心24は通常の沸とう水炉として運
転され、サブクールされた入口水16fを約7.0MP
aおよび約271°Cの所定通りの高ボイド率混合物1
6aに転換する。上部炉心30は分離器28から分離さ
れた蒸気16cを受け取り、それを、たとえば約7.0
MPaおよび約271°Cより高い温度の、過熱された
蒸気16dに転換する。2つの段階の燃料バンドル形状
または機械的設計は同じであるのが好ましく、そして上
部炉心30には新しい燃料または低燃焼度の燃料を装填
し、一方、下部炉心24には、前述したように上部炉心
30で少なくとも1サイクルの被ばくを受けた燃料を装
填する。下部炉心24で完全な燃焼運転を行った後、そ
の燃料を排出する。
【0034】したがって、下部炉心24は蒸気冷却され
た上部炉心30用のコンパクトな蒸気入力源となり、蒸
気循環を達成するのに、従来の蒸気冷却炉の設計で見ら
れるような、複雑な効率の悪い蒸気ブローワやインジェ
クタを用いる必要がない。蒸気源を得るのに通常の接触
ボイラーを設ける必要もない。燃料を上部炉心から下部
炉心に移動することには、いくつかの利点がある。この
移動は、初期には、上部炉心(すなわち転換炉)30に
おいて、ハードな中性子スペクトルの共鳴捕獲による親
物質U238 およびPu240 の転換比を最大にし、同位体
的に親燃料を核分裂性燃料Pu239 およびPu241 に高
める。その後、この移動は、下部炉心(すなわち燃焼
炉)24において、沸とう段階の熱スペクトルでのPu
の燃焼を最大にし、一方、U238 の転換をバンドル寿命
の最後近くで限定する。さらに、上部炉心30における
燃料濃縮の増大と、下部炉心24における可燃性毒物と
によって、パワー分布成形を達成するための最大の融通
性が得られる。ここで、上部炉心30における燃料濃縮
の増大は、上部炉心30からの残っている燃料を後で下
部炉心24で燃焼させるので、無駄にならないし、また
下部炉心24における可燃性毒物は、下部炉心24にお
ける燃焼を減少させて上部炉心30の燃焼度によく合致
させ、軸線方向燃焼をより均一にする。
【0035】ウラン燃料の場合、上部炉心30は相対的
に高い転換を行い、約150,000メガワット・日/
メータートン(MWD/Tonne)の核寿命が得られ
る。プルトニウム燃料の場合、上部炉心30は燃料を増
殖するように設計でき、約200,000MWD/To
nneの核寿命が得られる。いずれの場合にも、最初に
上部炉心30で燃焼させ、その後下部炉心24で燃焼さ
せることによって、高い転換が達成され、高レベル廃棄
物の発生を有意に減少させることができる。このこと
は、転換された親燃料を上部炉心30から下部炉心24
にリサイクルし、上部炉心30に滞在している間は核分
裂しなかった有意な量の残留高レベル廃棄物を下部炉心
24で燃焼させる利点となり、従来のように燃料を化学
的に再処理する必要をなくす。
【0036】なお、原子炉10がもつ、下部炉心24の
底部から上部炉心30の頂部までの中性子スペクトル
は、比較的ソフトなスペクトルからハードなスペクトル
まで変化する。前述したように、中性子束密度および中
性子スペクトル両方の軸線方向変化は、水16を沸とう
させ、ボイド部分を生成することから生じる。蒸気16
cは上部炉心30を通して上方へ導かれ、過熱を受ける
ので、そこでの中性子スペクトルは比較的ハードであ
り、下部炉心24で見出される中性子スペクトルより著
しくハードである。
【0037】したがって、原子炉10はこの中性子スペ
クトルの軸線方向変化をうまく利用でき、その結果得ら
れる上部炉心30におけるハードな中性子スペクトル
が、従来のBWRに見られるそれよりも著しく大きく、
親燃料の核分裂性燃料への転換を達成する。したがっ
て、上部炉心30は転換炉(コンバータ)段とみなすこ
とができ、そして前述したように、プルトニウムを燃料
として使用した場合、上部炉心30は燃料を増殖するよ
うに、すなわち消費するよりも多くの使用可能な燃料を
発生するように設計することができる。
【0038】したがって、上部燃料バンドル32は、ハ
ードな中性子スペクトルに基づく転換により核分裂性燃
料を形成する親燃料を含有するのが好ましい。そして、
下部燃料バンドル26は、下部炉心24で見出されるソ
フトな中性子スペクトルにて核分裂可能な核分裂性燃料
を含有するのが好ましい。上部燃料バンドル32を下部
燃料バンドル26として用いるよう、下部炉心24にも
っと簡単に配置替えするために、上部および下部燃料バ
ンドル32および26を同じ形状とする、すなわち同じ
高さと格子配列をもつのが好ましい。そして、汽水分離
器28のそれぞれを、上部および下部燃料バンドル3
2、26のそれぞれと鉛直方向に心合せするとともに、
燃料バンドルそれぞれの間に介在させるのが好ましく、
また所望に応じて、燃料バンドルとともに単一の3成分
アセンブリとして取り外すことができる。
【0039】もっと具体的に、図2に六角形格子に配列
した下部および上部燃料バンドル26および32の形状
を例示する。燃料バンドルの下部および上部燃料棒を六
角形形状に配列し、横方向または半径方向平面におい
て、1対の軸線方向に間隔をあけたタイプレート40に
より互いに空間的に合体する。各タイプレート40には
穴(アパーチャ)42があけられ、各穴42に燃料棒が
それぞれ挿入され、またそれとは別の流通穴44があけ
られ、これらの流通穴44を通して、入口水16f、混
合物16a、分離した蒸気16cおよび過熱蒸気16d
が流れる。
【0040】したがって、下部および上部燃料バンドル
26および32のそれぞれは同じであるのが好ましく、
たとえば六角形の同じ半径方向形状と同じ長さ方向長さ
L1およびL2をもつのが好ましく、こうすれば、上部
燃料バンドル32の個々のものを単に軸線方向に下部炉
心24に配置替えして、下部燃料バンドル26の1つと
置き換えればよい。このことはこの発明の顕著な利点で
ある。ある程度燃焼した上部燃料バンドル32を、ハー
ドな中性子スペクトルを受ける上部炉心30から、ソフ
トな中性子スペクトルを受ける下部炉心24に移動する
ことができ、同バンドルを下部炉心でより十分にかつ完
全に燃焼させることができるからである。このようにし
て、上部燃料バンドル32を最初に上部炉心30に配置
するとき、これらの上部燃料バンドル32により高い燃
料濃縮を与えて、炉10全体からより均一な軸線方向パ
ワー分布を得ることができ、このようにしても、実際上
このような濃縮燃料を再利用することができない通常の
単一レベル原子炉で生じるような濃縮燃料の無駄を、生
じない。しかし、この発明によれば、上部燃料バンドル
32を下部炉心24にリサイクルして、より完全な燃焼
を達成することができる。
【0041】さらに、下部および上部燃料バンドル2
6、32からの燃料ペレットを再処理して、実質的な量
のアクチニド系列元素を分離し回収する別の実施例で
は、回収したアクチニド系列元素を他の核分裂性および
親燃料補充物とともにペレットに形成し、それを上部燃
料バンドル32に入れるのが好ましく、そこでハードな
中性子束に露出させて核分裂させ、有用なエネルギーを
生成する一方、それに関連した高レベル廃棄物をさらに
減らす。
【0042】図2に示すように、下部燃料バンドル26
は通常通り、下部炉心24の底部で下側静止サポート板
46の上に単に支持すればよく、そのサポート板46に
は複数の流通穴(アパーチャ)48を軸線方向に貫通さ
せて設ける。これらの流通穴48は、従来から知られて
いるように、入口水16fが上向きに、下部炉心24を
通って、隣接する燃料バンドルの間および個別の燃料バ
ンドル内を循環するのを可能にする。
【0043】水または水/蒸気混合物を上部燃料バンド
ル32を通して案内しないので、通常必要とされる流れ
チャンネルやバッフルは不要である。したがって、上部
燃料棒を分離蒸気16cと直接接触関係に配置し、分離
蒸気16cは、隣接する上部燃料バンドル32の隣接す
る燃料棒の間を自由に流れるのを許される。しかし、水
16aは上向きに下部燃料バンドル26を越えて流れる
ので、その流れを制御するために、適当な流れチャンネ
ルまたはバッフルがやはり必要である。
【0044】さらに具体的には、この発明の1実施例で
は、下部燃料バンドル26のそれぞれを、その軸線方向
全長L1にわたって、環状流れバッフル50内に配置す
る。バッフル50は六角形で、六角形の燃料バンドルに
整合し、そこを通してかつ燃料棒に沿って入口水16f
を案内し、蒸気−水混合物16aを形成する。流れバッ
フル50のそれぞれを下部サポート板46に永久的に固
着してもよく、そうすれば下部および上部燃料バンドル
26および32は形状が同一に留まり、そして燃料バン
ドルの軸線方向配置転換の際に、下部燃料バンドル26
の1つをそのバッフル50内から抜き去り、上部燃料バ
ンドル32の1つと取り替える。タイプレート40を相
補形状、すなわち六角形とするのが好ましく、そうすれ
ばタイプレート40がバッフル50内にはまる。あるい
はまた、バッフル50を別々の部品として設けてもよ
く、この場合、サポート板46上の下部炉心24に配置
する前に、下部燃料バンドル26をバッフル部品内に入
れる。
【0045】バッフル50の隣接するものを互いに離し
て長さ方向に延在するバイパスチャンネル52を画定す
る。バイパスチャンネル52は、汽水分離器28からの
分離水16bを受け取り、下方へ案内する。各バッフル
50は上方へ第1燃料バンドル26より上に延在して、
汽水分離器28のそれぞれのまわりに離して環状スカー
ト部分または単にスカート54を画定し、これとともに
スキマー排出通路56を画定する。スカート54はバッ
フル50の一部であるので、それもこの例示実施例では
六角形である。スカート54のそれぞれは、複数の円周
方向に間隔をあけたバイパス入口58を含み、バイパス
入口58は、分離水16bを汽水分離器28から下方へ
バイパスチャンネル52中へ案内する。
【0046】図3にさらに詳しく示すように、汽水分離
器28それぞれの管状分離用バレル(胴)60は、スカ
ート54から半径方向内方へ離れて、スキマー(skimme
r )排出通路56を画定する。分離器28の第1無孔ノ
ーズピース62は、分離器28の底部に入口64を画定
するだいたい管状円すい台形で、第1燃料バンドル26
のそれぞれと流れ連通関係に配置され、そこから蒸気−
水混合物16aを受け取る。第1ノーズピース62は、
蒸気−水混合物16aを流通穴44から受け取るよう、
第1燃料バンドル26の上部タイプレート40に適当に
シール接合され、そして上向きに狭くなり、分離器入口
64にシール接合されている。第1ノーズピース62の
外面は、バイパス入口58に隣接するスキマー排出通路
56の下方部分のための境界を形成する。
【0047】蒸気−水混合物16aは、上向きに通常の
旋回羽根66を通してバレル60中に案内される。旋回
羽根66は、混合物16aを半径方向外方へうず巻か
せ、遠心力で蒸気から液体を分離し、分離した蒸気16
cを分離器28の頂部から中央蒸気出口68を通して排
出する。この例示の実施例では、蒸気出口68は管状部
材で、これが環状サポート板70に固定装着され、一方
サポート板70はスカート54の内側に固定装着されて
いる。第2の円すいノーズピース72は、サポート板7
0の中央開口を通して蒸気出口68と流れ連通関係にサ
ポート板70に固定接合され、上向きに広がり、上部燃
料バンドル32の下部タイプレート40に固定的にシー
ル接合されている。分離された蒸気16cは出口68か
ら上向きに、第2ノーズピース72を通り、下部タイプ
レート40の流通穴44を通って流れ、上向きに上部燃
料バンドル32の中へ流れ込む。
【0048】環状スキマーチューブ(管)73が蒸気出
口68から下向きにバレル60の内側に延在する。環状
スキマー液体出口74は分離器バレル60の頂部に配置
され、スキマーチューブ73の半径方向外側に円周方向
に間隔をあけて配置された複数の穴の形態である。した
がって、蒸気−水混合物16aがバレル60の内側で旋
回羽根66によりうず巻くにつれて、液体は遠心力で半
径方向外方へバレル60の内面に向けられ、スキマーチ
ューブ73とバレル60との間を上向きに流れ、液体出
口74から外へ出て、スキマー排出通路56の頂部に流
れる。サポート板70は分離水16bが上向きに流れる
のを防止し、分離水16bはその代わりに、下向きに回
され、スキマー排出通路56を通ってバイパス入口58
に流れ、さらに下向きにバイパスチャンネル52に流れ
る。汽水分離器28は、液体を蒸気から分離するのに、
バッフル50の一部であるスカート54を効果的に利用
する。汽水分離器28のこの例示の実施例は単段分離器
であるが、軸線方向多段分離器も使用できる。
【0049】容器12内の水レベルLは上部炉心30よ
り下で、汽水分離器28の頂部近くであるから、バッフ
ル50は、その流れ案内機能が必要でないので、上方へ
上部炉心30の頂部まで延在する必要がない。しかし、
バッフル50を上部炉心30の頂部まで延在させて、燃
料交換中に下部および上部燃料バンドル26および32
をそれぞれの炉心中に案内するのに好都合な通路を確保
してもよい。好適な実施例では、バッフル50、そして
特にスカート54を上向きに上部炉心30中に、下部サ
ポート板46から比較的短い所定の高さHまで延在さ
せ、バイパスチャンネル52内に所定のレベルの水16
を維持して、分離器28による蒸気−水混合物16aか
らの蒸気16cの分離を促進するのに適当な水頭差を得
る。バイパスチャンネル52における水16のレベルを
適切に選んで、分離水16b中の蒸気の過剰な持ち込み
不足または分離蒸気16c中の液体の過剰な持ち込み超
過を、それを選択的に減少させるか増加させることによ
り、防止する。
【0050】たとえば、汽水分離器28の頂部での蒸気
−水混合物16aは第1圧力P1にあり、バイパス入口
58に隣接するバイパスチャンネル52内の分離水16
bは第2圧力P2にあり、そして下部プレナム22内の
下部サポート板46のすぐ下の入口水16fの圧力は第
3圧力P3にある。バイパスチャンネル52内の水のレ
ベルLを所定通りに選ぶことにより、第2圧力P2を第
3圧力P3より高く、第1圧力P1より低く維持するこ
とができ、こうして分離水16bが汽水分離器28から
下向きにバイパスチャンネル52を通って下部プレナム
22に移動するのを確実にする。
【0051】さらに、前述した炉心シュラウド18のな
いこの発明の実施例では、バイパス入口58を経て排出
された分離水16bが、隣接バッフル50間でかつ制御
棒84のまわりで、図2および図3に示すように、半径
方向外向きまたは水平にも流れ、ダウンカマー20(図
1)に達し、ついで下向きに下部プレナム22に流れ
る。
【0052】上向きに延在するスカート54は、水レベ
ルLがスカート54の頂部より下に留まり、汽水分離器
28の頂部を通って下向きに流れない、ことを保証す
る。このように、分離水16bを分離器28から下部プ
レナム22中に適当に案内し、ここでその水に含まれる
腐食生成物を除去することができる。さらに具体的に
は、図1に線図的に示すように、通常の水クリーンアッ
プ手段76を設けて、バイパスチャンネル52に流れる
分離水16bから腐食生成物を分離する。分離水16b
は、図3に示すように、下部サポート板46の複数のバ
イパス出口78を通って下部プレナム22中に流れる。
腐食生成物除去手段76は、通常の抜き出し管80が下
部プレナム22と流れ連通関係で配置され、下部プレナ
ムの水(分離水16bを含む)の一部を取り出し、それ
を通常のフィルタに通して腐食生成物を水から除去す
る。通常の戻り管82が下部プレナム22と流れ連通関
係で配置され、ろ過した水を下部プレナム22に戻す。
【0053】したがって、汽水分離器28を用いて、所
定の量の分離水16bを抜き出すことができ、その水に
含まれる腐食生成物が水に懸濁状態に留まるようにし、
その水を下方へバイパスチャンネル52を通して下部プ
レナム22中へ導き、こうして腐食生成物を適当に除去
できるようにする。したがって、上部燃料バンドル32
上はもちろん、下部燃料バンドル28上の腐食生成物の
堆積を少なくするか、なくし、こうして燃料バンドルの
過熱を回避し、そこからのパワー分布への悪影響を回避
する。
【0054】さらに、上部炉心30に導かれる分離蒸気
16cの品質は、炉10の運転範囲の間、所定の値に維
持することができる。たとえば、上部炉心30を、所望
に応じて、通常の制御棒なしで、その代わりに、たとえ
ば、ホウ素を含有する毒物カーテンを用いて運転するこ
とができる。ホウ素は本質的にハードな中性子スペクト
ルに対して透明であり、上部炉心30が臨界状態に留ま
るのを許す。しかし、過熱蒸気16dの密度が設計点で
の密度より低い設計外の点では、毒物カーテンが原因で
上部炉心30が自動的に臨界未満になる。汽水分離器2
8は密度の変動範囲を限定し、望ましくない密度変化に
基づく不本意な停止のない、正常運転を保証する。
【0055】図1に示す好適な実施例では、複数の制御
棒84をそれぞれのバイパスチャンネル52(図2およ
び図3参照)に配置して、下部炉心24および上部炉心
30両方の反応度を制御する。燃料バンドル26、32
およびバッフル50はこの例示の実施例では六角形であ
るので、制御棒84は、これらの間で並進できるよう
に、横方向断面がY字形であるのが好ましい。図1に示
す実施例では、通常の制御棒案内管86が下部炉心24
から下方へ下部プレナム22中へ延在し、そして通常の
制御棒駆動シャフト88が制御棒84から下方へ案内管
86を通り、容器12の下部ヘッドを通り、通常の制御
棒駆動装置90中へ延在している。複数の制御棒駆動装
置90は、通常通り、反応度を下げるためにシャフト8
8を押し上げて制御棒をそれぞれの炉心に挿入し、また
反応度を上げるためにシャフト88を下げて制御棒84
をそれぞれの炉心から引き抜くように作用する。
【0056】図2にさらに詳しく示すように、制御棒8
4それぞれは、第1または下方部分84a、第2または
中間部分84bおよび第3または上方部分84cを含
む。第1または下方部分84aは下部燃料バンドル26
と平行にかつ長さ方向に同延に配置される。すなわち、
下方部分84aは、下部炉心24に挿入したとき、下部
燃料バンドル26とだいだい同じ長さ方向長さL1を有
する。下方部分84aは通常の核毒物を含み、これが下
部炉心24中に完全に挿入されたとき下部燃料バンドル
26の反応度を下げる作用をなす。
【0057】各制御棒84の第2または中間部分84b
は、第1部分84aから鉛直上方へ延在し、それと一体
であり、汽水分離器28と平行にかつ長さ方向に同延に
配置される。すなわち、中間部分84bは、完全に挿入
したとき、汽水分離器28と同じ長さ方向長さL2を有
する。中間部分84bは不活性である。すなわち、核毒
物を含有せず、中性子に対して実質的に透明である。中
間部分84bは、下方部分84aとともに、完全挿入時
にバイパスチャンネル52内に配置される。
【0058】各制御棒84の第3または上方部分84c
は、中間部分84bから鉛直上方へ延在し、それと一体
であり、上部燃料バンドル32と平行にかつ長さ方向に
同延に配置される。すなわち、上方部分84cは、上部
炉心30に完全に挿入したとき、上部燃料バンドル32
とだいたい同じ長さ方向長さL3を有する。上方部分8
4cは通常の核毒物を含み、これが完全に挿入されたと
き上部燃料バンドル32の反応度を下げる作用をなす。
【0059】図1に示すように、制御棒84の例示とし
て、一番中央の制御棒を完全挿入位置、すなわち下方部
分84aが下部炉心24に完全に挿入され、上方部分8
4cが上部炉心30に完全に挿入された位置に示す。制
御棒84の別の例示として、第2の制御棒を完全引抜き
位置、すなわち上方部分84cが上部炉心30から完全
に、分離器28間のかつ下部炉心24と上部炉心30と
の中間のバイパスチャンネル52中に引き抜かれ、下方
部分84aが下部炉心24の下に下部プレナム22中に
引き抜かれた位置に示す。中間部分84bは分離器28
の間の位置から下部炉心24中に引き抜かれている。こ
のようにすると、下部炉心24と上部炉心30の最大反
応度が起こる。あるいはまた、原子炉10の構造を変更
して、制御棒84を炉心24および30それぞれから上
方へ引き抜くようにすることもできる。
【0060】いずれの実施例でも、制御棒駆動装置90
は、制御棒84を選択的に移動して、下方部分84aま
たは上方部分84cいずれかを下部炉心24と上部炉心
30の中間位置に引き抜くのに有効である。図1に示す
好適な実施例では、制御棒駆動装置90は、制御棒84
を下向きに移動して、上方部分84cを下部炉心24と
上部炉心30の間の空間に引き抜くとともに、下方部分
84aを下部炉心24の下の下部プレナム22中に引き
抜くのに有効である。そして、バッフル50を追加的に
使用して、制御棒84の燃料バンドル26、32および
汽水分離器28の隣接するものの間での並進を案内する
ことができる。
【0061】したがって、この発明による汽水分離器2
8を含む2レベル原子炉10は、軸線方向に変化する中
性子密度およびスペクトルと、上部炉心30および下部
炉心24間での燃料バンドルの軸線方向再入れ替えとを
うまく利用することによって、下部炉心24および上部
炉心30での核燃料のより完全な軸線方向燃焼を実現す
る。下部燃料バンドル26および上部燃料バンドル32
に組み込まれた汽水分離器28は、分離水16bを下部
プレナム22に再循環させ、クラッド除去手段76によ
りそこからクラッド(腐食生成物)を除去するのを可能
にする。汽水分離器28はまた、分離水16cの品質の
ばらつきを減らし、その結果、蒸気冷却炉として作動す
る上部炉心30への入口蒸気がより高品質になる。汽水
分離器28を下部炉心24と上部炉心30との間に配置
することにより、制御棒84を軸線方向に引き抜く、す
なわち、下部炉心24から上向きに下部炉心24と上部
炉心30との間の汽水分離器28を含む領域へ引き抜く
か、あるいは上部炉心30から下向きに同領域に引き抜
くことができる。
【0062】以上、この発明の好適な実施例と考えられ
るものを説明したが、この発明の他の変更例が当業者に
は明らかである。したがって、このような変更例もすべ
てこの発明の要旨の範囲内に入る。
【図面の簡単な説明】
【図1】この発明の1実施例による2レベル炉心を有す
る原子炉の線図的縦断面図である。
【図2】図1の2レベル炉心の一部であって、この発明
の実施例にしたがった上部および下部炉心の2つの燃料
バンドルとその中間の汽水分離器とを含む部分の線図的
斜視図である。
【図3】2つの燃料バンドルとその中間の汽水分離器を
示す、図2の3−3線方向に見た長さ方向断面図であ
る。
【符号の説明】
10 原子炉 12 圧力容器 14 中心軸線 16 冷却材 16a 蒸気−水混合物 16b 分離水 16c 分離蒸気 16d 過熱蒸気 16f 入口水 18 炉心シュラウド 20 ダウンカマー 22 下部プレナム 24 下部炉心 26 下部燃料バンドル 28 汽水分離器 30 上部炉心 32 上部燃料バンドル 34 蒸気ドライヤ 36 出口ノズル 38 スパージャ 40 タイプレート 46 下部サポート板 50 バッフル 52 バイパスチャンネル 54 スカート 56 スキマー排出通路 58 バイパス入口 60 バレル 62 ノーズピース 66 旋回羽根 72 ノーズピース 84 制御棒 90 制御棒駆動装置

Claims (13)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 水を入れた容器と、 前記容器内に配置されて、第1二次元配列として配設さ
    れた複数の第1燃料バンドルを含む、水を沸とうさせる
    ことにより蒸気−水混合物を形成する第1炉心と、 前記第1炉心の上に配置されて、前記蒸気−水混合物を
    受け取って、蒸気から水を分離する複数の汽水分離器
    と、 前記容器内に配置されて、前記汽水分離器の上に配置さ
    れた第2二次元配列として配設された複数の第2燃料バ
    ンドルを含む、分離された蒸気を受け取って加熱するこ
    とにより過熱蒸気を生成する第2炉心とを備える原子
    炉。
  2. 【請求項2】 前記第1燃料バンドルのそれぞれが流れ
    バッフル内に配置され、これらのバッフルのうち隣接す
    るバッフル同士が互いに離れて相互間にバイパスチャン
    ネルを画定し、バイパスチャンネルが前記汽水分離器か
    らの分離された水を受け取って、案内する請求項1に記
    載の原子炉。
  3. 【請求項3】 前記バッフルのそれぞれが上方へ前記第
    1燃料バンドルより上に延在し、前記汽水分離器の対応
    するもののまわりに離間したスカートを画定し、前記ス
    カートに、分離された水を前記汽水分離器から前記バイ
    パスチャンネルに案内するための複数のバイパス入口が
    円周方向に間隔をあけて設けられている請求項2に記載
    の原子炉。
  4. 【請求項4】 前記汽水分離器のそれぞれが、 前記第1燃料バンドルのそれぞれと流れ連通関係に配置
    され、第1燃料バンドルから蒸気−水混合物を受け取る
    入口と、 前記第2燃料バンドルのそれぞれと流れ連通関係に配置
    され、分離された蒸気を第2燃料バンドルに案内する蒸
    気出口と、 前記バイパス入口と流れ連通関係に配置され、分離され
    た水を前記バイパスチャンネルに案内する液体出口とを
    含んでいる請求項3に記載の原子炉。
  5. 【請求項5】 前記スカートが上方へ前記第2炉心中へ
    前記汽水分離器より上の所定の高さまで延在し、これに
    より前記バイパスチャンネルに所定のレベルの水を維持
    して、前記汽水分離器での前記蒸気−水混合物からの蒸
    気の分離を促進する水頭差を与える請求項4に記載の原
    子炉。
  6. 【請求項6】 さらに、前記バイパスチャンネルに流れ
    る分離水から腐食生成物を分離する手段を含む請求項4
    に記載の原子炉。
  7. 【請求項7】 前記バイパスチャンネルが、前記第1炉
    心を支持する下部サポート板に配置された複数のバイパ
    ス出口を含み、バイパス出口が分離された水を前記第1
    炉心より下に配置された下部プレナム中に案内し、 前記腐食生成物分離手段が、前記下部プレナムと流れ連
    通関係に配置され、分離された水を含む下部プレナムの
    水の一部を取り出す取出配管と、前記水から腐食生成物
    を除去するフィルタと、ろ過した水を前記下部プレナム
    に戻す戻り配管とを含んでいる請求項6に記載の原子
    炉。
  8. 【請求項8】 さらに、前記バイパスチャンネルそれぞ
    れに配置された複数の制御棒を含み、各制御棒が、前記
    第1燃料バンドルと長さ方向に同延に配置されて、核毒
    物を含有する第1部分と、前記汽水分離器と長さ方向に
    同延に配置された不活性な第2部分と、前記第2燃料バ
    ンドルと長さ方向に同延に配置されて、核毒物を含有す
    る第3部分とを含み、前記制御棒が長さ方向に移動可能
    で前記第1および第2炉心の反応度を制御する請求項6
    に記載の原子炉。
  9. 【請求項9】 さらに、前記制御棒に連結された複数の
    制御棒駆動装置を含み、この駆動装置が前記制御棒を選
    択的に移動して前記第1または第3部分いずれかを前記
    第1および第2炉心の間に引き抜く請求項8に記載の原
    子炉。
  10. 【請求項10】 前記制御棒駆動装置が前記第1炉心の
    下に配置されていて、前記制御棒を下方へ移動して、前
    記第3部分を前記第1および第2炉心の中間位置に、前
    記第1部分を前記第1炉心の下に引き抜く作用をなす請
    求項8に記載の原子炉。
  11. 【請求項11】 前記第1および第2燃料バンドルが実
    質的に同じ形状をもち、長さ方向に整合されている請求
    項10に記載の原子炉。
  12. 【請求項12】 さらに、前記バイパスチャンネルに流
    れる分離水から腐食生成物を分離する手段を含む請求項
    11に記載の原子炉。
  13. 【請求項13】 前記第1および第2燃料バンドルが実
    質的に同じ形状をもち、長さ方向に整合されている請求
    項4に記載の原子炉。
JP4210573A 1991-08-14 1992-08-07 汽水分離器を含む2レベル原子炉 Withdrawn JPH05196772A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US744855 1991-08-14
US07/744,855 US5202084A (en) 1990-07-10 1991-08-14 Bi-level reactor including steam separators

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH05196772A true JPH05196772A (ja) 1993-08-06

Family

ID=24994228

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP4210573A Withdrawn JPH05196772A (ja) 1991-08-14 1992-08-07 汽水分離器を含む2レベル原子炉

Country Status (3)

Country Link
US (1) US5202084A (ja)
EP (1) EP0527630A1 (ja)
JP (1) JPH05196772A (ja)

Families Citing this family (24)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SE9404497D0 (sv) * 1994-12-23 1994-12-23 Asea Atom Ab Bränslepatron med korta bränsleenheter
US5953387A (en) * 1996-04-01 1999-09-14 General Electric Company Separation device for a vent volume in a nuclear reactor
SE506820C2 (sv) * 1996-06-20 1998-02-16 Asea Atom Ab Bränslepatron innefattande ett flertal på varandra staplade bränsleenheter, där bränsleenheterna innefattar bränslestavar med skilda diametrar
SE509875C2 (sv) * 1997-06-27 1999-03-15 Asea Brown Boveri Bränslepatron vid en kokarvattenreaktor
US5875224A (en) * 1997-09-02 1999-02-23 General Electric Company Swirler attachment for a spacer of a nuclear fuel bundle
ATE527662T1 (de) * 2000-08-16 2011-10-15 Pebble Bed Modular Reactor Pty Kernreaktoranlage, verfahren zum betreiben und verfahren zur konstruktion der kernreaktoranlage
ATE357728T1 (de) * 2000-12-14 2007-04-15 Pebble Bed Modular Reactor Pty Kühlsystem
US6891912B1 (en) * 2002-06-26 2005-05-10 Pinnacle West Capital Corporation Fuel assemblies in a reactor core and method of designing and arranging same
DE10320819B3 (de) * 2003-05-08 2005-01-27 Framatome Anp Gmbh Reaktordruckbehälter eines Siedewasserreaktors
US9734922B2 (en) * 2006-11-28 2017-08-15 Terrapower, Llc System and method for operating a modular nuclear fission deflagration wave reactor
US20090080588A1 (en) * 2006-11-28 2009-03-26 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Nuclear fission igniter
US20090080587A1 (en) * 2006-11-28 2009-03-26 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Nuclear fission igniter
US20080123795A1 (en) * 2006-11-28 2008-05-29 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Controllable long term operation of a nuclear reactor
US7860207B2 (en) 2006-11-28 2010-12-28 The Invention Science Fund I, Llc Method and system for providing fuel in a nuclear reactor
US9831004B2 (en) * 2006-11-28 2017-11-28 Terrapower, Llc Controllable long term operation of a nuclear reactor
US20090175402A1 (en) * 2006-11-28 2009-07-09 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Method and system for providing fuel in a nuclear reactor
US9230695B2 (en) * 2006-11-28 2016-01-05 Terrapower, Llc Nuclear fission igniter
US9214246B2 (en) * 2006-11-28 2015-12-15 Terrapower, Llc System and method for operating a modular nuclear fission deflagration wave reactor
US9275759B2 (en) * 2006-11-28 2016-03-01 Terrapower, Llc Modular nuclear fission reactor
US8971474B2 (en) * 2006-11-28 2015-03-03 Terrapower, Llc Automated nuclear power reactor for long-term operation
US7577230B2 (en) * 2006-12-22 2009-08-18 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Fuel support and method for modifying coolant flow in a nuclear reactor
US9330796B2 (en) 2007-11-15 2016-05-03 Nuscale Power, Llc Stable startup system for a nuclear reactor
US8891723B2 (en) * 2007-11-15 2014-11-18 State of Oregon Acting by and Through The State Board of Higher Education on Behalf or Oregon State University, The Oregon State University Stable startup system for a nuclear reactor
CN102696074B (zh) * 2009-11-02 2015-11-25 泰拉能源有限责任公司 驻波核裂变反应堆及操作方法

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3228846A (en) * 1955-11-30 1966-01-11 Babcock & Wilcox Co Boiling water nuclear reactor with breeder blanket superheater
FR1213496A (fr) * 1958-08-08 1960-04-01 Commissariat Energie Atomique Cyclone séparateur d'eau et de vapeur pour cellule de réacteur atomique à eau bouillante
US4912733A (en) * 1989-03-27 1990-03-27 General Electric Company Steam-water separating system for boiling water nuclear reactors
US5116567A (en) * 1990-07-10 1992-05-26 General Electric Company Nuclear reactor with bi-level core

Also Published As

Publication number Publication date
EP0527630A1 (en) 1993-02-17
US5202084A (en) 1993-04-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5202084A (en) Bi-level reactor including steam separators
JP2511581B2 (ja) 沸騰水型原子炉炉心及び沸騰水型原子炉
US3349004A (en) Nuclear reactor fuel bundle
EP3622535B1 (en) Annular nuclear fuel pellets with discrete burnable absorber pins
JP2006113069A (ja) 二酸化ウランにおけるホウ素または濃縮ホウ素同位体10bの使用
EP0184134A1 (en) Method of operating of a light water moderated and cooled nuclear reactor
JP2008215818A (ja) 軽水炉、軽水炉の炉心及び燃料集合体
US5149491A (en) Seed and blanket fuel arrangement for dual-phase nuclear reactors
JP3463100B2 (ja) 原子炉の炉心における核燃料物質の取替方法
US3244597A (en) Fast breeder neutronic reactor
US5162097A (en) Steam cooled nuclear reactor with bi-level core
US10726958B2 (en) Fuel assembly for a nuclear power boiling water reactor
US5386439A (en) Spectral shift nuclear reactor with improved efficiency
US5143690A (en) Fuel-assembly inversion for dual-phase nuclear reactors
EP0480702B1 (en) Nuclear fuel assembly comprising a water-by-pass tube
JP5524573B2 (ja) 沸騰水型原子炉の炉心及び沸騰水型原子炉用燃料集合体
Thomet Feasibility studies of a soluble boron-free 900-MW (electric) PWR, core physics–I: Motivations, assembly design, and core control
EP0453165A1 (en) Natural-circulation boiling-water reactor with output power regulation
JP2007086078A (ja) 核燃料集合体
US5078953A (en) Natural circulation boiling-water reactor with output power regulation
JP5524581B2 (ja) 沸騰水型原子炉の炉心及び沸騰水型原子炉用燃料集合体
JP5524582B2 (ja) 沸騰水型原子炉の炉心及び沸騰水型原子炉用燃料集合体
JPH0659093A (ja) 原子力発電プラント
Hoai Nam et al. Minor actinide transmutation as burnable poison and fuel in supercritical-CO2-cooled and Na-cooled fast reactor cores
Bailey et al. Nuclear performance of liquid-metal fast breeder reactors designed to preclude energetic hypothetical core disruptive accidents

Legal Events

Date Code Title Description
A300 Application deemed to be withdrawn because no request for examination was validly filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300

Effective date: 19991102