JPH0557557B2 - - Google Patents
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- JPH0557557B2 JPH0557557B2 JP57060607A JP6060782A JPH0557557B2 JP H0557557 B2 JPH0557557 B2 JP H0557557B2 JP 57060607 A JP57060607 A JP 57060607A JP 6060782 A JP6060782 A JP 6060782A JP H0557557 B2 JPH0557557 B2 JP H0557557B2
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Classifications
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- 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
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- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
〔発明の技術分野〕
本発明は沸騰水型原子炉、特に原子力発電にお
ける運転サイクル長期化に対応し得る沸騰水型原
子炉に関する。 〔発明の技術的背景〕 一般に沸騰水型原子炉の炉心は、断面十字型の
制御棒の周囲に４体１組の燃料集合体に配置して
成る単位格子を多数配列して構成されている。而
して、一炉心年毎の燃料交換計画に基いて最も燃
焼が進んだ燃料集合体が未燃焼の燃料集合体と交
換される。燃料交換の際に新たに装架される複数
の燃料集合体は燃料（ウラニウム235）濃縮度や
可燃性毒物入り燃料棒本数が全て同一設計のもの
が使用される。燃料交換の割合は、燃料集合体の
ウラン235濃縮度と、一炉心年のサイクル燃焼度
との関係から決定される。 ところで、原子力発電の経済性を向上させるに
は、一炉心年の長さを大とすることが重要であ
る。而して、一炉心年を長期化するためには、燃
料集合体のウラン235濃縮度を高めることや、一
炉心年毎の燃料交換割合を大きくすることが必要
となる。 従来の沸騰水型原子炉は、燃料集合体のウラン
235の濃縮度は2.7重量パーセント（ｗ／ｏ）であ
り、一炉心年毎に全炉心の約1/4の燃料集合体を
交換する所謂４バツチ炉心とされている。このよ
うな炉心のサイクル燃焼度は約6000MWd／stで
ある。 これに対し、例えばサイクル燃焼度を前記４バ
ツチ炉心のそれの約２倍以上である
13200MWd／stまで高め、一炉心年を長期化させ
るためには、燃料集合体のウラン235濃縮度を約
3.80w／ｏとし、一炉心年毎に全炉心の約1/2の
燃料集合体を交換する所謂２バツチ炉心としなけ
ればならない。 また、前記のようにして燃料集合体のウラン
235濃縮度を高め、サイクル燃焼度を増大させる
ことにより、炉心の余剰反応度や炉停止余裕等の
炉心基本特性が損われないように、燃料集合体中
の可燃性毒物の含有量を適切に定めることが必要
となる。なお、炉心の余剰反応度△ｋは制御棒全
引抜時の炉心の実行増倍率をkeffとした時に、臨
界値keff＝1.0からの差で与えられ Δk＝keff−1.0 ……(1) であり、サイクルの初期では制御棒の操作性から
見て、余剰反応度Δkは、0.01（１％ΔK）以上、
0.02（２％ΔK）以下程度であることが望ましい。 また、炉停止余裕とは、原子炉が冷静停止の状
態にある時に、制御棒価値の最も大きな制御棒が
未挿入であつても、原子炉が未臨界にあることを
示す指標であり、前記制御棒が未挿入である時の
炉心の実効増倍率をkeffcoldとすると、炉停止余
裕Δkcoldは、臨界値keff＝1.0とkeffcoldとの差で定
義される。すなわち、 Δkcold＝1.0−keffcold ……(2) であり、Δkcoldはサイクル全期間を通じて0.01（１
％Δk）以上であることが望ましい。 〔背景技術の問題点〕 しかし乍ら、一炉心年長期化のため、上記の如
くしてウラン235の濃縮度を高めた場合、冷態停
止時の燃料集合体の無限増倍率が大きくなり過
ぎ、炉停止余裕に必要な条件を満さないと言う問
題を生じる。 従来の技術によれば、炉停止余裕を改善するに
は、燃料集合体内の燃料棒の中、酸化ガドリニウ
ムのような可燃性毒物を含む燃料棒の割合を増す
か、または割合を増さずに可燃性毒物の濃度を高
めるかによつていた。 しかし乍ら、一炉心年の長期化をはかるため燃
料交換割合を高めた前記の２バツチ炉心の如き炉
心にあつては、可燃性毒物を含む燃料棒の数を１
本増すことにより、炉心停止余裕は改善される
が、その反面サイクル初期における１％Δk以上
の余剰反応度が得られないこととなる。 何故なら、２バツチ炉心のような原子炉の炉心
においては、燃料交換によつて新たに装架される
未燃焼の新燃料の割合が非常に大きい。例えば、
２バツチ炉心の場合には燃料交換時に全炉心の燃
料の内50％が新燃料である。このような炉心にお
いては、新燃料のガドリニア入り燃料棒本数設定
の如何が炉心特性に及ぼす影響度が非常に大きく
なる。可燃性毒物が酸化ガドリニウムなどである
場合には、これを含む燃料棒を１本増すことによ
り、その燃料集合体の無限増倍率は３％〜４％
Δk低下し、このような燃料集合体を、例えば前
記の２バツチ炉心に装荷すれば、炉心余剰反応度
が1.5％〜２％Δk低下するからである。また、こ
のような現象が起きる原因のひとつになつている
のが、従来では燃料交換用の燃料集合体を１種類
しか用いないていためである。 また、上記の不都合を回避しようとして、可燃
性毒物を含む燃料棒の本数を増すことなく、それ
らの可燃性毒物の濃度を増す時は、炉停止余裕の
改善は微小であるのみでなく、逆にサイクル末期
に可燃性毒物が残留することにより、サイクル燃
焼度が低下され燃料経済性が悪化する。 〔発明の目的〕 本発明は上記の事情に基きなされたもので、燃
料交換割合を高め、一炉心年の長期化された沸騰
水型原子炉であつて、しかも炉心の余剰反応度、
炉停止余裕等の炉心特性のすぐれた沸騰水型原子
炉を得ることを目的としている。 〔発明の概要〕 本発明に係る沸騰水型原子炉は、上述した目的
を達成するために、特許請求の範囲第１項に記載
したように、１本の制御棒を包囲する４体の燃料
集合体を含む単位格子内に、未燃焼の燃料集合体
を２体装架するに際し、選択した単位格子に装架
される２体の未燃焼の燃料集合体は燃料集合体平
均のウラニウム235濃縮度は互いに等しく、かつ
装架される２体の燃料集合体のうち１体は他より
可燃性毒物を含む燃料棒を１本多く有するもので
ある。 また、上述した目的を達成するために、本発明
に係る沸騰水型原子炉は、特許請求の範囲第２項
に記載したように、１本の制御棒を包囲する４体
の燃料集合体を含む単位格子内に未燃焼の燃料集
合体を３体装架するに際し、装架される３体の未
燃焼の燃料集合体は燃料集合体平均のウラニウム
235濃縮度は互いに等しく、かつ装架される３体
の燃料集合体のうち１体は他の２体より可燃性毒
物を含む燃料棒を１本多く有するものである。 〔発明の実施例〕 第１図において、１および２はそれぞれ本発明
において使用される２種類の燃料集合体を示して
おり、３は十字型制御棒を示している。各燃料集
合体１，２は、ほぼ正方形断面のチヤンネルボツ
クス４内に燃料棒Ｆを８列８行の格子状に配列し
て装填して構成されている。なお、チヤンネルボ
ツクス４の対角線の交点位置には水棒Ｗが燃料棒
Ｆの代りに装填されている。なお、この図中燃料
棒Ｆを示す円形内に記入された数字１〜７はウラ
ン235濃縮度の高い方から低い方への順位を示し、
それらの順位に対応するウラニウム235濃縮度は
下表に示されている。また、前記円形内に記入さ
れたG1，G2は可燃性毒物含有燃料棒を示すもの
であり、それらのウラニウム235濃縮度および酸
化ガドリニウム濃度は同じく下表に示されてい
る。ただし、燃料集合体１、燃料集合体２は、燃
料集合体の平均のウラニウム235濃縮度およびそ
の分が等しくなるようにしてあり、可燃性毒物を
含む燃料棒の数が燃料集合体１では８本、同２で
は９本とされ燃料集合体２では、水棒Ｗに近接し
て可燃性毒物を含む燃料棒G2が通常の燃料棒と
置換して装填されている。
ける運転サイクル長期化に対応し得る沸騰水型原
子炉に関する。 〔発明の技術的背景〕 一般に沸騰水型原子炉の炉心は、断面十字型の
制御棒の周囲に４体１組の燃料集合体に配置して
成る単位格子を多数配列して構成されている。而
して、一炉心年毎の燃料交換計画に基いて最も燃
焼が進んだ燃料集合体が未燃焼の燃料集合体と交
換される。燃料交換の際に新たに装架される複数
の燃料集合体は燃料（ウラニウム235）濃縮度や
可燃性毒物入り燃料棒本数が全て同一設計のもの
が使用される。燃料交換の割合は、燃料集合体の
ウラン235濃縮度と、一炉心年のサイクル燃焼度
との関係から決定される。 ところで、原子力発電の経済性を向上させるに
は、一炉心年の長さを大とすることが重要であ
る。而して、一炉心年を長期化するためには、燃
料集合体のウラン235濃縮度を高めることや、一
炉心年毎の燃料交換割合を大きくすることが必要
となる。 従来の沸騰水型原子炉は、燃料集合体のウラン
235の濃縮度は2.7重量パーセント（ｗ／ｏ）であ
り、一炉心年毎に全炉心の約1/4の燃料集合体を
交換する所謂４バツチ炉心とされている。このよ
うな炉心のサイクル燃焼度は約6000MWd／stで
ある。 これに対し、例えばサイクル燃焼度を前記４バ
ツチ炉心のそれの約２倍以上である
13200MWd／stまで高め、一炉心年を長期化させ
るためには、燃料集合体のウラン235濃縮度を約
3.80w／ｏとし、一炉心年毎に全炉心の約1/2の
燃料集合体を交換する所謂２バツチ炉心としなけ
ればならない。 また、前記のようにして燃料集合体のウラン
235濃縮度を高め、サイクル燃焼度を増大させる
ことにより、炉心の余剰反応度や炉停止余裕等の
炉心基本特性が損われないように、燃料集合体中
の可燃性毒物の含有量を適切に定めることが必要
となる。なお、炉心の余剰反応度△ｋは制御棒全
引抜時の炉心の実行増倍率をkeffとした時に、臨
界値keff＝1.0からの差で与えられ Δk＝keff−1.0 ……(1) であり、サイクルの初期では制御棒の操作性から
見て、余剰反応度Δkは、0.01（１％ΔK）以上、
0.02（２％ΔK）以下程度であることが望ましい。 また、炉停止余裕とは、原子炉が冷静停止の状
態にある時に、制御棒価値の最も大きな制御棒が
未挿入であつても、原子炉が未臨界にあることを
示す指標であり、前記制御棒が未挿入である時の
炉心の実効増倍率をkeffcoldとすると、炉停止余
裕Δkcoldは、臨界値keff＝1.0とkeffcoldとの差で定
義される。すなわち、 Δkcold＝1.0−keffcold ……(2) であり、Δkcoldはサイクル全期間を通じて0.01（１
％Δk）以上であることが望ましい。 〔背景技術の問題点〕 しかし乍ら、一炉心年長期化のため、上記の如
くしてウラン235の濃縮度を高めた場合、冷態停
止時の燃料集合体の無限増倍率が大きくなり過
ぎ、炉停止余裕に必要な条件を満さないと言う問
題を生じる。 従来の技術によれば、炉停止余裕を改善するに
は、燃料集合体内の燃料棒の中、酸化ガドリニウ
ムのような可燃性毒物を含む燃料棒の割合を増す
か、または割合を増さずに可燃性毒物の濃度を高
めるかによつていた。 しかし乍ら、一炉心年の長期化をはかるため燃
料交換割合を高めた前記の２バツチ炉心の如き炉
心にあつては、可燃性毒物を含む燃料棒の数を１
本増すことにより、炉心停止余裕は改善される
が、その反面サイクル初期における１％Δk以上
の余剰反応度が得られないこととなる。 何故なら、２バツチ炉心のような原子炉の炉心
においては、燃料交換によつて新たに装架される
未燃焼の新燃料の割合が非常に大きい。例えば、
２バツチ炉心の場合には燃料交換時に全炉心の燃
料の内50％が新燃料である。このような炉心にお
いては、新燃料のガドリニア入り燃料棒本数設定
の如何が炉心特性に及ぼす影響度が非常に大きく
なる。可燃性毒物が酸化ガドリニウムなどである
場合には、これを含む燃料棒を１本増すことによ
り、その燃料集合体の無限増倍率は３％〜４％
Δk低下し、このような燃料集合体を、例えば前
記の２バツチ炉心に装荷すれば、炉心余剰反応度
が1.5％〜２％Δk低下するからである。また、こ
のような現象が起きる原因のひとつになつている
のが、従来では燃料交換用の燃料集合体を１種類
しか用いないていためである。 また、上記の不都合を回避しようとして、可燃
性毒物を含む燃料棒の本数を増すことなく、それ
らの可燃性毒物の濃度を増す時は、炉停止余裕の
改善は微小であるのみでなく、逆にサイクル末期
に可燃性毒物が残留することにより、サイクル燃
焼度が低下され燃料経済性が悪化する。 〔発明の目的〕 本発明は上記の事情に基きなされたもので、燃
料交換割合を高め、一炉心年の長期化された沸騰
水型原子炉であつて、しかも炉心の余剰反応度、
炉停止余裕等の炉心特性のすぐれた沸騰水型原子
炉を得ることを目的としている。 〔発明の概要〕 本発明に係る沸騰水型原子炉は、上述した目的
を達成するために、特許請求の範囲第１項に記載
したように、１本の制御棒を包囲する４体の燃料
集合体を含む単位格子内に、未燃焼の燃料集合体
を２体装架するに際し、選択した単位格子に装架
される２体の未燃焼の燃料集合体は燃料集合体平
均のウラニウム235濃縮度は互いに等しく、かつ
装架される２体の燃料集合体のうち１体は他より
可燃性毒物を含む燃料棒を１本多く有するもので
ある。 また、上述した目的を達成するために、本発明
に係る沸騰水型原子炉は、特許請求の範囲第２項
に記載したように、１本の制御棒を包囲する４体
の燃料集合体を含む単位格子内に未燃焼の燃料集
合体を３体装架するに際し、装架される３体の未
燃焼の燃料集合体は燃料集合体平均のウラニウム
235濃縮度は互いに等しく、かつ装架される３体
の燃料集合体のうち１体は他の２体より可燃性毒
物を含む燃料棒を１本多く有するものである。 〔発明の実施例〕 第１図において、１および２はそれぞれ本発明
において使用される２種類の燃料集合体を示して
おり、３は十字型制御棒を示している。各燃料集
合体１，２は、ほぼ正方形断面のチヤンネルボツ
クス４内に燃料棒Ｆを８列８行の格子状に配列し
て装填して構成されている。なお、チヤンネルボ
ツクス４の対角線の交点位置には水棒Ｗが燃料棒
Ｆの代りに装填されている。なお、この図中燃料
棒Ｆを示す円形内に記入された数字１〜７はウラ
ン235濃縮度の高い方から低い方への順位を示し、
それらの順位に対応するウラニウム235濃縮度は
下表に示されている。また、前記円形内に記入さ
れたG1，G2は可燃性毒物含有燃料棒を示すもの
であり、それらのウラニウム235濃縮度および酸
化ガドリニウム濃度は同じく下表に示されてい
る。ただし、燃料集合体１、燃料集合体２は、燃
料集合体の平均のウラニウム235濃縮度およびそ
の分が等しくなるようにしてあり、可燃性毒物を
含む燃料棒の数が燃料集合体１では８本、同２で
は９本とされ燃料集合体２では、水棒Ｗに近接し
て可燃性毒物を含む燃料棒G2が通常の燃料棒と
置換して装填されている。
【表】
以上に述べたように、本発明に係る沸騰水型原
子炉においては、単位格子内に未燃焼の燃料集合
体を２体または３体装架する際、装架される未燃
焼の燃料集合体は燃料集合体平均のウラニウム
235濃縮度が互いに等しく、かつ未燃焼の燃料集
合体１体は残りの未燃焼の燃料集合体より可燃性
毒物を含む燃料棒を１本多く備えたものであり、
２種の未燃焼の燃料集合体を組み合せて装架する
ことによつて初めて余剰反応度と炉停止余裕の両
特性の微調整が可能となり、一炉心年を長期化さ
せても、炉心の余剰反応度と炉停止余裕特性を改
善して原子炉発電の経済性を向上させることがで
きるものである。
子炉においては、単位格子内に未燃焼の燃料集合
体を２体または３体装架する際、装架される未燃
焼の燃料集合体は燃料集合体平均のウラニウム
235濃縮度が互いに等しく、かつ未燃焼の燃料集
合体１体は残りの未燃焼の燃料集合体より可燃性
毒物を含む燃料棒を１本多く備えたものであり、
２種の未燃焼の燃料集合体を組み合せて装架する
ことによつて初めて余剰反応度と炉停止余裕の両
特性の微調整が可能となり、一炉心年を長期化さ
せても、炉心の余剰反応度と炉停止余裕特性を改
善して原子炉発電の経済性を向上させることがで
きるものである。
第１図は本発明において使用する燃料集合体の
断面図、第２図はその燃焼度と無限増倍率との関
係を示す線図、第３図は本発明により構成した炉
心の模式図、第４図はその核特性計算結果を従来
例と比較して示す線図である。
断面図、第２図はその燃焼度と無限増倍率との関
係を示す線図、第３図は本発明により構成した炉
心の模式図、第４図はその核特性計算結果を従来
例と比較して示す線図である。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ １本の制御棒を包囲する４体の燃料集合体を
含む単位格子内に、未燃焼の燃料集合体を２体装
架するに際し、選択した単位格子に装架される２
体の未燃焼の燃料集合体は燃料集合体平均のウラ
ニウム235濃縮度は互いに等しく、かつ装架され
る２体の燃料集合体のうち１体は他より可燃性毒
物を含む燃料棒を１本多く有するものとしたこと
を特徴とする沸騰水型原子炉。 ２ １本の制御棒を包囲する４体の燃料集合体を
含む単位格子内に未燃焼の燃料集合体を３体装架
するに際し、装架される３体の未燃焼の燃料集合
体は燃料集合体平均のウラニウム235濃縮度は互
いに等しく、かつ装架される３体の燃料集合体の
うち１体は他の２体より可燃性毒物を含む燃料棒
を１本多く有するものとしたことを特徴とする沸
騰水型原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57060607A JPS58178286A (ja) | 1982-04-12 | 1982-04-12 | 沸騰水型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57060607A JPS58178286A (ja) | 1982-04-12 | 1982-04-12 | 沸騰水型原子炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58178286A JPS58178286A (ja) | 1983-10-19 |
| JPH0557557B2 true JPH0557557B2 (ja) | 1993-08-24 |
Family
ID=13147104
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57060607A Granted JPS58178286A (ja) | 1982-04-12 | 1982-04-12 | 沸騰水型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS58178286A (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH07101237B2 (ja) * | 1989-05-10 | 1995-11-01 | 株式会社東芝 | 燃料集合体及び原子炉 |
| JP6503188B2 (ja) * | 2015-01-08 | 2019-04-17 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉炉心及び燃料集合体装荷方法 |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5666794A (en) * | 1979-11-02 | 1981-06-05 | Tokyo Shibaura Electric Co | Bwr type nuclear reactor core |
| JPS5684586A (en) * | 1979-12-13 | 1981-07-09 | Hitachi Ltd | Nuclear reactor core structure |
| JPS5687891A (en) * | 1979-12-18 | 1981-07-16 | Tokyo Shibaura Electric Co | Reactor |
-
1982
- 1982-04-12 JP JP57060607A patent/JPS58178286A/ja active Granted
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5666794A (en) * | 1979-11-02 | 1981-06-05 | Tokyo Shibaura Electric Co | Bwr type nuclear reactor core |
| JPS5684586A (en) * | 1979-12-13 | 1981-07-09 | Hitachi Ltd | Nuclear reactor core structure |
| JPS5687891A (en) * | 1979-12-18 | 1981-07-16 | Tokyo Shibaura Electric Co | Reactor |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS58178286A (ja) | 1983-10-19 |
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