JPH06201876A

JPH06201876A - 原子炉の炉心構造

Info

Publication number: JPH06201876A
Application number: JP5001651A
Authority: JP
Inventors: Tsukasa Kikuchi; 司菊池; Kiyoshi Ueda; 精植田
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1993-01-08
Filing date: 1993-01-08
Publication date: 1994-07-22

Abstract

(57)【要約】【目的】原子炉圧力容器に対する高速中性子の照射量を
低減し、原子炉の長寿命化を図る。【構成】原子炉圧力容器３に近い部分の燃料集合体９に
Ｌ形中性子吸収板21を配置する。燃料集合体９は４体１
組となり、その中間に十字形制御棒10が配置される。Ｌ
形中性子吸収板21により高速中性子の照射量を効果的に
抑制して原子炉の寿命を長くし、原子炉内を循環する炉
水の線量を抑える。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は原子炉の炉心構造に係
り、特に少数の特殊な燃料集合体を利用することなく、
且つ高レベル廃棄物となる炉内構造物の量を最小限に抑
えながら、しかも高速中性子の照射量を効果的に抑制し
て、原子炉の寿命を長くし、さらに原子炉内を循環する
炉水の線量を抑える原子炉の炉心構造に関する。

【０００２】

【従来の技術】従来の原子炉の寿命を長くする原子炉の
炉心構造について、まず加圧水型原子炉（以下、ＰＷＲ
と略す）を例にとって説明する。図９は正方形状の燃料
集合体１を規則的に配置してなるＰＷＲの炉心２と原子
炉圧力容器３（以下、ＲＰＶと略す）の位置関係を１／
４水平断面で示したものである。

【０００３】炉心２とＲＰＶ３との間にはステンレス鋼
製の炉心バッフルや熱遮蔽体が、沸騰水型原子炉（以
下、ＢＷＲと略す）にあってはシュラウドが配置されて
いるが、この図では、これらの原子炉構造物は説明を単
純化するために図示せず、シュラウド等の炉心外周構造
物、外周構造物または単に構造物と呼ぶが、まとめてＲ
ＰＶとして説明する。したがって、本願明細書ではＲＰ
Ｖ３はこれら構造物の総称として定義する。

【０００４】原子炉の寿命を考える上で、ＲＰＶ３の健
全性は原子炉で最も重要なものの一つである。それらＲ
ＰＶ３の健全性が損なわれる最大の原因は、炉心２から
放出される高速中性子による照射損傷であることがよく
知られている。

【０００５】ＲＰＶ３の中性子照射損傷はそれらの水平
断面で均等には進行せず、相対的には炉心２の燃料集合
体１に近い部分から劣化が進行する。すなわち、図９を
例にとれば、炉心最外周に配置されている燃料集合体１
に最も近い同図のａ点とｂ点が最も照射損傷が進行しや
すい部分である。

【０００６】したがって、ＰＷＲでは炉心外周部を構成
する一部の燃料集合体に中性子吸収棒を装荷する方法が
提案されている。すなわち、図９の例では、ＲＰＶ３に
最も近い位置にある同図のｃおよびｄの燃料集合体に中
性子吸収棒４を装荷する方法である。

【０００７】図10はＲＰＶ３に近い位置の燃料集合体１
に中性子吸収棒４を装荷した例を示すものである。つま
り、燃料集合体１の４隅のうち、左上の部分が図９のＲ
ＰＶ３側に近接し、右下の方向が炉心２の中心方向に向
いている断面方形のＰＷＲ燃料集合体の水平断面を示す
ものである。

【０００８】同図から明らかなように、中性子吸収棒４
はＲＰＶ３に面する左上の部分を中心に装荷されてお
り、ＲＰＶ３の最も高速中性子の照射を受ける部分の同
照射量を低下させて、ＲＰＶ３の健全性を維持すること
によって原子炉の寿命を長くする効果を期待したもので
ある。なお、前記中性子吸収棒４としては、一つの原子
核で何度も中性子を効果的に吸収することのできるＨｆ
製の金属棒が使用されている。

【０００９】図10において、ＰＷＲ燃料集合体１では制
御棒案内シンブル５および計装用シンブル６が使用さ
れ、グリッドは制御棒案内シンブル５にスリーブを通し
て機械的に固定される。燃料集合体１の各シンブル５，
６は燃料棒７の格子状配列の中央部に計装用シンブル６
を、16〜24本の制御棒案内シンブル５をほぼ均等な間隔
でそれぞれ燃料棒７の代りに配置している。

【００１０】次に、従来の原子炉の炉心に中性子吸収板
を装荷する方法について、ＢＷＲを例にとって説明す
る。初期のＢＷＲにおいては、ポイズン・カーテンと呼
ばれる中性子吸収板が装荷されていた。ポイズン・カー
テンを装荷する目的は、燃焼初期の燃料集合体の反応度
を抑制することであった。このため、ポイズン・カーテ
ンの材質としては、核分裂を引き起こす熱中性子を効果
的に吸収する硼素入りステンレス鋼（以下、Ｂ−ＳＵＳ
と略す）製の金属板が使用されていた。

【００１１】図11は、平板状のポイズン・カーテン８、
方形の燃料集合体９、十字形制御棒10および炉内計装案
内管11からなるＢＷＲ炉心の水平断面を模式的に説明し
たものである。

【００１２】同図に示すように、燃料集合体９の反応度
を抑制するポイズン・カーテン８の装荷位置は炉心の内
部に限られており、その形状は平板となっている。ま
た、ポイズン・カーテン８の水平方向の長さは、炉内計
装案内管11との取り合いから、燃料集合体９の一辺の長
さの 1.5倍程度とされている。図11中符号12は炉内構造
物の一つであるシュラウド、13は水槽を示している。

【００１３】図12は、上端が鉤形状のフック14を有する
ハンガー・ロッド15と、例えばＢ−ＳＵＳなどの中性子
吸収材からなるシート部と称する中性子吸収板16とで構
成されるポイズン・カーテン８を示すものである。ポイ
ズン・カーテン８はハンガー・ロッド15上端の鉤形状フ
ック14を図13に示す上部格子板18の梁19に掛けることに
よって保持される。

【００１４】図13は周辺構造物としての上部格子板18を
示している。すなわち、薄肉広幅の梁19を互いに切り込
みをいれて障子のさん状に直角に組み合わせ、正方形の
開口部20を構成している。ＲＰＶ３に組み込むためにそ
の外周は円形としている。

【００１５】ＢＷＲ上部格子板18の正方形の開口部20は
４体の燃料集合体９に対して横方向の支持と案内を行う
ためのもので、４体の燃料集合体９ごとに装荷される十
字形制御棒10も装荷できる空間を有している。

【００１６】ところで、従来の原子炉の構造材としての
Ｈｆ材の利用方法について説明すると、ＰＷＲにおいて
は、前述のようにＲＰＶ３の高速中性子による照射損傷
を抑制するため、炉心を構成する燃料集合体のうち、外
周の燃料集合体の一部のものにＨｆ棒を装荷している。
また、Ｈｆは制御棒の長寿命化を図る目的で、ＰＷＲや
ＢＷＲの制御棒の中性子吸収材としても実用化されてい
る。

【００１７】

【発明が解決しようとする課題】一般に燃料の製造コス
トを低く抑える方法の一つとして、燃料集合体の種類を
少なくすることが有効であることはよく知られている。
したがって、ＲＰＶ３の高速中性子による照射損傷を低
くする目的で、Ｈｆを装荷するような特殊な燃料集合体
を少数体だけ製造することを燃料の製造コストを高くす
る要因となる。

【００１８】前記特殊な燃料集合体はその目的によりＲ
ＰＶ３に最も近い位置に常に配置されることとなるが、
この位置は炉心２の最外周の位置にあたり、前述の核燃
料を有効に利用する観点からは最も燃焼度が進んだ燃焼
集合体を装荷すべき位置である。

【００１９】したがって、前記特殊な燃料集合体をＲＰ
Ｖ３に最も近い位置、すなわち炉心の最外周の位置に常
に配置することは核燃料を有効に利用する観点から望ま
しいことではない。

【００２０】また、ウランなどの核燃料を有効に利用す
る観点から、原子炉の炉心に燃料集合体を配置する方法
として、燃焼度の進んだ燃料集合体を炉心の最外周に配
置する方法はよく知られている。この方法はＲＰＶの高
速中性子照射量の低減に寄与しているものの、その目的
が核燃料の有効利用であるため、ＲＰＶの高速中性子照
射量の低減策としては更に改良の余地が残されている。

【００２１】原子炉から発生する高レベル廃棄物を低減
する方法として、最も単純で明快な一つの方法は炉内構
造物の量を最小限にすることである。しかしながら、図
11に示したように、初期のＢＷＲで採用されていたポイ
ズン・カーテン８は炉心水平方向の内部領域の全面への
装荷で、その枚数は相当な量となっており、原子炉から
発生する高レベル廃棄物を増加させる要因となる。

【００２２】また、原子炉から発生する高レベル廃棄物
の低減する第２の方法として、長寿命の炉内構造物を採
用することが考えられる。ポイズン・カーテン８ではＢ
−ＳＵＳを中性子吸収材として採用しているが、上述の
観点から、中性子吸収材としての寿命が短い¹⁰Ｂ（ｎ，
α）反応を利用するＢ−ＳＵＳで炉内構造物を構成する
ことは、原子炉から発生する高レベル廃棄物を増加させ
る第２の要因となる。

【００２３】ところで、既に述べたように、ＰＷＲでは
高速中性子によるＲＰＶ３の照射損傷を抑える目的で純
粋なＨｆ材を炉心外周の燃料集合体の内部に配置して利
用する方法が既に提案されている。

【００２４】しかしながら、熱中性子を効果的に吸収す
る制御棒の材料としてＨｆが採用されていることからも
分かるように、Ｈｆは高速中性子だけでなく熱中性子に
対しても強い吸収体として作用するため、ＲＰＶの高速
中性子による照射損傷を抑える目的で、純粋なＨｆ材を
燃料集合体の内部に配置して中性子吸収材として使用す
るのは核分裂反応も抑制するため不利である。

【００２５】さて、Ｈｆ材を原子炉の構造材として利用
する際の状態として、原子炉内の炉水と直接接触する場
合を考えてみると、軽水炉（ＬＷＲ）の炉水温度は 300
℃前後であるため、高温水中のＨｆは、次の反応でその
表面に酸化膜を生じる。Ｈｆ＋２Ｈ₂Ｏ→ＨｆＯ₂＋２Ｈ₂ この反応と平行して、表面近傍のＨｆの一部が極く微量
ながら水中に溶け出す。高温水中のＨｆの挙動はＺｒと
類似している。

【００２６】図14は、Ｈｆ板とＺｒ板とをサンプルとし
て、ノジュラー腐食を強制的に形成させた炉外試験結果
の例である。この炉外試験の条件はサンプルを 500℃の
蒸気にさらすもので、炉外試験の条件としては過酷なも
のである。図14から明らかなように、高温水に対する活
性度は非常に低いものの、Ｚｒの方が高く、したがって
腐食の進行が速い。

【００２７】しかしながら、炉水に溶け出した後の挙動
を考えると、Ｈｆの方が重要である。すなわち、Ｈｆは
中性子吸収材として有効な材料である反面、その中性子
に対する燃焼連鎖の過程でＺｒの場合より放射化物がよ
り強く形成されるため、Ｈｆが炉水に溶け出した場合に
は炉水による放射線線量率を上昇させる要因となる。

【００２８】一方、Ｚｒは燃料集合体のチャンネルボッ
クスや燃焼棒の被覆管など、原子炉の主要な構造材であ
り、しかもＨｆに比べて炉水に溶け出す性質が強いこと
から、Ｈｆに比べると相対的により多くのＺｒが炉水に
溶け出しているものと考えられる。しかし、Ｚｒは中性
子にはほとんど反応せず、また反応しても弱い放射能し
か生成しないため、炉水の線量率を上昇させる要因とは
なっていない。

【００２９】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、原子炉の炉心周辺部に配置される燃料集合体
の外周を構成する金属製筒のＲＰＶに面する部位に、中
性子を吸収してもガスを発生しない中性子吸収材を添加
して高速中性子束を低減させ、ＲＰＶに対する高速中性
子の照射量を低減し、原子炉の長寿命化を図った原子炉
の炉心構造を提供することにある。

【００３０】

【課題を解決するための手段】第１の発明は多数の方形
燃料集合体を規則的に配置して構成された炉心と、この
炉心を取り囲んで構成された原子炉圧力容器などの炉心
外周構造物とからなる原子炉の炉心構造において、前記
炉心外周構造物に近い一部分または全ての外周面に、平
板または横断面Ｌ形の中性子吸収板を配置してなること
を特徴とする。

【００３１】第２の発明は多数の方形燃料集合体を規則
的に配置して構成された炉心と、この炉心を取り囲んで
構成された原子炉圧力容器などの炉心外周構造物とから
なる原子炉の炉心構造において、前記炉心外周構造物に
近い一部分または全ての外周面に、平板または横断面Ｌ
形の中性子吸収板を配置し、前記中性子吸収板をハフニ
ウム金属板またはジルコニウム・ハフニウム合金板で構
成し、前記ハフニウム金属板またはジルコニウム・ハフ
ニウム合金板の表面に保護酸化膜を形成してなることを
特徴とする。

【００３２】第３の発明は多数の燃料棒を規則的に配列
して燃料バンドルとなし、この燃料バンドルを金属製チ
ャンネルボックスに収納して燃料集合体となし、この燃
料集合体を原子炉圧力容器などの炉心外周構造物の内部
に規則的に配置して炉心を構成した原子炉の炉心構造に
おいて、前記炉心外周構造物に近接する前記燃料集合体
の金属製チャンネルボックスは前記炉心外周構造物に近
接する部分の少なくとも高速中性子照射量が高くなる部
位に中性子吸収材が含有されていることを特徴とする。

【００３３】

【作用】第１の発明は原子炉用構造材等のＲＰＶの高速
中性子による照射損傷を抑制するための中性子吸収板
が、平板または横断面Ｌ形板で構成され、従来例のよう
な少数の特殊な燃料集合体を必要としない。このため、
燃料の製造コストは低く抑えられ、ウランなどの核燃料
を有効に利用する観点からも望ましい。

【００３４】また、中性子吸収板を原子炉の炉心水平方
向のＲＰＶに近いまたは全ての外周面に配置することに
より、炉内構造物の量を最小限に抑え、中性子吸収材と
して長寿命のＨｆを利用している。このため、高レベル
廃棄物となる炉内構造物の量を最小限に抑えることがで
きる。

【００３５】第２の発明は中性子吸収板の構成材料とし
てＨｆまたはＺｒ−Ｈｆを採用することにより、高速中
性子を効果的に吸収しながらも、核分裂反応を維持する
熱中性子の損失を低く抑えるような中性子吸収材を提供
することができる。

【００３６】さらに、炉内構造物としてのＨｆ板または
Ｚｒ−Ｈｆ板は、保護酸化膜が形成されている。このた
め、およそ 300℃前後の高温水となってる炉水にさらさ
れる条件下であってもＨｆの炉水への溶け出しが抑制さ
れ、炉内を循環する炉水の線量の上昇を抑えることがで
きる。

【００３７】第３の発明では、炉心外周構造物に近接す
る燃料集合体の外周部を構成する金属製チャンネルボッ
クスは炉心構造物に近接する部分の少なくとも高速中性
子束が高い部位に、中性子吸収材であるＨｆ，ＨｆをＺ
ｒで希釈して中性子吸収率を調節したＨｆ−Ｚｒ合金、
同様にＨｆをチタン（Ｔｉ）で希釈したＨｆ−Ｔｉ合
金、中性子吸収材である希土類元素のディスプロシウム
（Ｄｙ），サマリウム（Ｓｍ），ガドリニウム（Ｇ
ｄ），ユーロピウム（Ｅｕ），エルビウム（Ｅｒ）など
の酸化物をＺｒ中に例えばサーメットとして添加してい
る。

【００３８】したがって、チャンネルボックス内に配置
されている燃料棒の位置の熱中性子束はあまり大幅には
低下せず、炉心バッフル、熱遮蔽体、シュラウド、ＲＰ
Ｖなどの炉心外周構造物への高速中性子に流入率が効果
的に低下し、その結果高速中性子照射量が減少するの
で、これら構造物の長寿命化が達成される。

【００３９】

【実施例】図１および図２を参照しながら本発明に係る
原子炉の炉心構造の第１の実施例を説明する。なお、図
中、図11と同一部分には同一符号を付している。図１に
おいて、断面円筒状のＲＰＶ３の内部には断面正方形の
燃料集合体９が多数束ねられて炉心を構成している。燃
料集合体９の４体に１本の割合で断面十字形制御棒10を
配置し、燃料集合体９を多数束ねてなる炉心の外周面の
うち前記ＲＰＶ３に最も近い燃料集合体９の外面に横断
面Ｌ形のＨｆ板からなるＬ形中性子吸収板21を配置して
いる。Ｈｆ板からなるＬ形中性子吸収板21には保護酸化
膜処理が施されている。なお、図１ではシュラウドは省
略している。

【００４０】図２はＬ形中性子吸収板21を一部切欠して
拡大した斜視図を示すものである。前記中性子吸収板21
は横断面Ｌ形のＨｆ板からなるシート部22と、このシー
ト部22を図13に示した上部格子板18の梁19から吊り下げ
るための２本のハンガー・ロッド15と、前記シート部22
と相対する燃料集合体との間隔を一定に保持するための
スペーサパッド17とから構成される。前記ハンガー・ロ
ッド15の上端にはフック14が形成されており、図13に示
した上部格子板18の梁19に吊り下げるのに都合のよいも
のである。

【００４１】そして、ハンガー・ロッド15の形状は、初
期のＢＷＲに採用されていた従来技術と同等のものであ
る。なお、保護酸化膜処理は従来からジルコニウム合
金、例えばジルカロイなどに施されているもので、例え
ば 400℃の蒸気におよそ24時間程度さらすものである。

【００４２】しかして、Ｌ形中性子吸収板21は、ＲＰＶ
３のうち最も原子炉の炉心に近い部分の高速中性子の照
射量を低下させる。また、Ｌ形中性子吸収板21の装荷位
置はＲＰＶ３に最も近い燃料集合体の外面に限られ、し
かもＬ形中性子吸収板21の材質として中性子吸収能力の
寿命が長いＨｆ板を採用している。

【００４３】さらに、Ｌ形中性子吸収板21として使用さ
れるＨｆ板には保護酸化膜処理が施されおり、およそ 3
00℃前後の高温水となっている炉水中へのＨｆの溶け出
しが抑制されている。

【００４４】第１の実施例によれば、ＲＰＶのうち最も
原子炉の炉心に近い部分の高速中性子の照射損傷が抑え
られ、原子炉の寿命を長くしながらも、少数の特殊な燃
料集合体を製造する必要がなく、燃料の製造コストを低
く抑えながら、しかもウランなどの核燃料を有効に利用
する観点からも望ましい。

【００４５】また、ＲＰＶ３の高速中性子の照射損傷を
抑えるためのＬ形中性子吸収板21の配置はＲＰＶ３に最
も近い燃料集合体の外面に限られ、しかもＬ形中性子吸
収板21として使用されるＨｆ板の中性子吸収能力の寿命
が長いため、高レベル廃棄物となる炉内構造物の量を最
小限に抑えることができる。さらに、原子炉内を循環す
る炉水に溶け出すＨｆの量も抑制されており、溶出した
Ｈｆに起因する炉水の線量の上昇も抑えることができ
る。

【００４６】図３は本発明の第２の実施例を示すもので
ある。ＲＰＶ３の内部には横断面正方形の燃料集合体９
を多数束ねて炉心を構成する。燃料集合体９の４体に１
本の割合で十字形制御棒10を配置し、燃料集合体９を多
数束ねてなる炉心の全ての外周面に平形中性子吸収板23
およびＬ形中性子吸収板21を配置する。中性子吸収板2
1，23はＨｆ板からなり、表面には保護酸化膜処理が施
されている。

【００４７】前記平形中性子吸収板23の構造は、図12に
示した従来のポイズン・カーテン８と同等の構造を有す
るものである。ただし、前記ポイズン・カーテン８の幅
のように、炉内計装案内管11との取り合いのため燃料集
合体９の一辺の長さの 1.5倍となるような制限はない。
また、Ｌ形中性子吸収板21の構造は、第１の実施例のも
のと同様のもので図２に示した構造を有する。

【００４８】また、以上の実施例では中性子吸収板21，
23としてＨｆ板を例にとって説明してきたが、中性子吸
収板21，23をＺｒ−Ｈｆ板とした場合も同様の効果が期
待できる。

【００４９】中性子吸収板21，23に求められる能力は、
ＲＰＶの照射損傷の原因となる高速中性子を低減しなが
らも、核分裂を引き起こす熱中性子をあまり損失しない
ものである。したがって、ＲＰＶの照射損傷の原因とな
る高速中性子束があまり大きくない原子炉にあっては、
中性子吸収板21，23としてＺｒ−Ｈｆ板を採用する方に
利点がある。

【００５０】さらに、以上の実施例ではＢＷＲを例にと
って説明してきたが、ＰＷＲの場合にも同様の作用と効
果が得られることは明らかである。

【００５１】次に図４から図６を参照しながら本発明の
第３の実施例を説明する。図４は本発明の第３の実施例
を示すもので、断面円筒形のＲＰＶ３の内部に、水槽13
を隔ててシュラウド12と呼ばれる炉心容器があり、シュ
ラウド12の内部に横断面正方形の燃料集合体９が多数規
則的に配置されて断面がほぼ円形の炉心が構成されてい
る。近年の大型の原子炉では 700ないし 800体の燃料集
合体がシュラウドの内部にほぼ円形に配置されている
が、本実施例では簡単のため 164体の燃料集合体で構成
された小型の原子炉を示している。

【００５２】炉心は主として前記燃料集合体９の４体に
１本の割合で十字形制御棒10が配置されて構成されてい
る。炉心の外周部にはシュラウド12に面して中性子吸収
材を有する燃料集合体24が配置されている。この燃料集
合体24は図５に示したようにジルカロイ製チャンネルボ
ックス25のＬ形の２面イ，ロにはハフニウム（Ｈｆ）シ
ート26が貼着されている。

【００５３】図５（Ａ）はＨｆシート26を２側面に貼着
したチャンネルボックス25の斜視図で、図５（Ｂ）は横
断面図である。隣接する２側面には 0.5ないし 1.5mm厚
程度のＨｆシート26をチャンネルボックス25に溶接等に
よって貼着している。

【００５４】最外周でもシュラウド12からの距離が比較
的大きい燃料集合体ではシュラウド12に面するチャンネ
ルボックス25の側面でもＨｆシート26は貼着されていな
い。通常チャンネルボックス25はＨｆを取り除いた主成
分がジルコニウム（Ｚｒ）のジルカロイ（Ｚｒｙ）でつ
くられているが、本実施例では図４中、太線で示したＬ
形の部分にＨｆシート26が貼着されている。

【００５５】なお、Ｈｆシート26の代りにチャンネルボ
ックス25のジルカロイ中にＨｆを添加することもでき
る。ＺｒとＨｆとは任意の割合で合金（全率固溶体）を
形成することはよく知られているとおりである。またＺ
ｒとＨｆとは健全な溶接ができることもよく知られてい
る。

【００５６】したがって目的に応じた濃度のＨｆを添加
したＺｒ−Ｈｆ合金からなる中性子吸収材を有するチャ
ンネルボックス25を作ることができる。Ｈｆシート26が
貼着またはＨｆが添加されているチャンネルボックス25
の表面には酸化被膜があらかじめ形成されており、Ｈｆ
の極く微量の炉水中への溶出をも抑制している。

【００５７】図６は燃料集合体の軸方向高速中性子束分
布を模式的に示すための図であって、（Ａ）は燃料集合
体（図を簡単にするためチャンネルボックス25のみ示
す）、（Ｂ）は高速中性子束分布であり、核分裂を生じ
る燃料の有効部分も合わせて示した。

【００５８】下端部分ａと上端部分ｃは高速中性子束が
比較的低いため、ａとｃの部分に基くシュラウド12やＲ
ＰＶ３などの炉心外周構造物の高速中性子照射量は比較
的低い。したがってａとｃの部分では人為的に高速中性
子束を低下させる必要性は低い。すなわち、少なくとも
ｂの部分において高速中性子束を低下させることが本実
施例の考え方である。

【００５９】図４に示す炉心外周部に配置された燃料集
合体のＬ形部分にＨｆのような中性子吸収材が存在する
と主として熱中性子が吸収されて熱中性子束が低下し、
その結果核分裂率が低下するため高速中性子束が低下
し、シュラウド12の高速中性子照射量が低減する。

【００６０】なお、保護酸化膜処理は従来からジルコニ
ウム合金、例えばジルカロイなどに施されているもの
で、例えば 400℃の蒸気におよそ24時間程度さらして処
理するものである。

【００６１】前記チャンネルボックスの少なくとも断面
Ｌ形のＨｆを含む部分には、保護酸化膜処理が施されて
おり、およそ 300℃前後の高温水となってる炉水中への
Ｈｆの溶け出しが抑制されている。

【００６２】第３の実施例によれば、シュラウド12のう
ち最も炉心に近い部分の高速中性子の照射損傷が抑えら
れ、原子炉の寿命を長くしながらも、少数の特殊な燃料
バンドルを製造する必要がなく、燃料の製造コストを低
く抑えながら、しかもウラン等の核燃料を有効に利用す
る観点からも望ましい原子炉の炉心が得られる。

【００６３】また、シュラウド12の高速中性子の照射損
傷を抑えるための中性子吸収材の配置は、シュラウド12
に最も近い燃料集合体の外面に限られるため、原子炉の
反応度低下による燃料サイクルコストの増大を最小限に
抑えることができる。さらに、原子炉内を循環する炉水
に溶け出すＨｆの量も抑制されており、溶出したＨｆに
起因する炉水の線量率の上昇も抑えることができる。

【００６４】図７は本発明に係る第４の実施例を示すも
のである。この第４の実施例が第３の実施例と異なる点
は炉心の最外周に配置されている燃料集合体のチャンネ
ルボックスのうち、シュラウド12に面する側面には全て
中性子吸収材を有する燃料集合体24を配置していること
である。このため、第３の実施例の場合よりさらにシュ
ラウド12などの炉心外周構造材の高速中性子照射量を低
減させることができる。その他の点では第３の実施例と
ほぼ同じであるため説明を省略する。

【００６５】図８は図５（Ｂ）に対応してチャンネルボ
ックス25に中性子吸収材層27またはＨｆシート26を設け
た５種類の例をまとめて示したものである。すなわち、
図８（Ａ）と（Ｂ）では２側面に、（Ｃ）と（Ｄ）では
１側面に中性子吸収材が添加された中性子吸収材層27と
なるＺｒ合金板と、中性子吸収材を実質的に含まないＺ
ｒ合金板とが溶接により一体化され、正方形の断面を有
するチャンネルボックス25が形成されている。

【００６６】（Ｅ）では方形のＺｒ合金製チャンネルボ
ックス25の１側面を削り込んで凹所を形成し、Ｈｆなど
の中性子吸収材を含むＨｆシート26がその凹所に貼着さ
れている。中性子吸収材を含むＨｆシート26の貼着はチ
ャンネルボックス25の内面でも外面でもよい。

【００６７】なお、以上の実施例では中性子吸収材とし
て中性子と反応してもガスを発生しないＨｆを用いる場
合について説明してきたが、中性子吸収材としてはＨｆ
に限定されるものではない。まずＨｆを用いる場合でも
Ｈｆメタル、Ｈｆ−Ｚｒ合金、Ｈｆ−Ｔｉ合金などがあ
る。

【００６８】Ｈｆ以外には中性子と反応してもガスを発
生しないディスプロシウム（Ｄｙ）、サマリウム（Ｓ
ｍ）、ガドリニウム（Ｇｄ）、ユーロピウム（Ｅｕ）、
エルビウム（Ｅｒ）などの希土類元素の酸化物をＺｒの
中に例えばサーメットとして添加してもよい。

【００６９】さらに、以上の実施例ではＢＷＲを例にと
って説明してきたが、ＢＷＲに限らず燃料バンドルを金
属製チャンネルボックスで取り囲んで燃料集合体とする
場合には同様の作用と効果が得られることは明らかであ
る。

【００７０】

【発明の効果】第１の発明によれば炉心の水平断面のＲ
ＰＶに近いまたは全ての外周部に、平板または横断面Ｌ
形中性子吸収板を配置させることにより、少数の特殊な
燃料集合体を利用することなく、且つ高レベル廃棄物と
なる炉内構造物の量を最小限に抑えながら、原子炉の寿
命を長くすることができる。

【００７１】第２の発明によれば中性子吸収材としてＨ
ｆを採用することにより、中性子吸収板の寿命を長くす
ることができ、高レベル廃棄物となる炉内構造物の量を
さらに低減できる。そして、ＲＰＶの照射損傷の原因と
なる高速中性子束があまり大きくない原子炉にあって
は、中性子吸収板をＺｒ−Ｈｆ板とすることにより、核
分裂を引き起こす熱中性子をあまり損失しない構造とす
ることができる。

【００７２】また、Ｈｆ板またはＺｒ−Ｈｆ板に、保護
酸化膜を形成させる処理を施すことにより、原子炉を循
環する炉水へのＨｆの溶け出しを抑制することができ、
炉水の線量を抑えることができる。

【００７３】第３の発明によれば、炉心の外周を構成す
る炉心バッフル、熱遮蔽体、シュラウド、圧力容器など
の炉心外周構造物への高速中性子の流入率が低下し、そ
の結果高速中性子照射量が減少するので、これら構造物
の長寿命化が達成される。

【００７４】燃料集合体の外周を構成する金属製チャン
ネルボックスは容易に内部の燃料バンドルと分離できる
ため、少数の特殊な燃料集合体を利用することなく、且
つ高レベル廃棄物となる炉内構造物の量を最小限に抑え
ながら、原子炉の寿命を長くすることができる。

【００７５】また、中性子吸収材としてＨｆ，Ｄｙ，Ｓ
ｍなどを採用することにより、中性子吸収材を含む金属
製チャンネルボックスの寿命を長くすることができ、高
レベル廃棄物となる炉内構造物の量をさらに低減でき
る。

【００７６】そして、炉心外周構造物の照射損傷の原因
となる高速中性子束があまり大きくない場合には、金属
製チャンネルボックスの中性子吸収特性を、ＨｆとＺｒ
などとを混合することによって弱めることができ、核分
裂を引き起こす熱中性子の損失率を抑制できる。

【００７７】燃料バンドルの内部にはこれら中性子吸収
材は配置しないため、熱中性子の損失は微少であり、相
対的に高速中性子を効果的に低減することができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る原子炉の炉心構造の第１の実施例
を示す水平断面図。

【図２】図１の実施例で使用する中性子吸収板の要部を
示す斜視図。

【図３】本発明に係る原子炉の炉心構造の第２の実施例
を示す水平断面図。

【図４】本発明に係る原子炉の炉心構造の第３の実施例
を示す水平断面図。

【図５】（Ａ）は図４および図６における燃料集合体の
チャンネルボックスを示す斜視図、（Ｂ）は（Ａ）にお
ける横断面図。

【図６】図４における燃料集合体の高速中性子束軸方向
分布を説明するためのもので、（Ａ）は燃料集合体の斜
視図、（Ｂ）は（Ａ）における燃料有効部に対応する中
性子束分布図。

【図７】本発明に係る原子炉の炉心構造の第４の実施例
を示す水平断面図。

【図８】（Ａ）から（Ｅ）は図７におけるチャンネルボ
ックスの変形例をそれぞれ示す横断面図。

【図９】従来の加圧水型原子炉の炉心構造を１／４断面
で示す水平断面図。

【図１０】図９における加圧水型原子炉用燃料集合体を
示す水平断面図。

【図１１】従来のポイズン・カーテンを用いた沸騰水型
原子炉を示す水平断面図。

【図１２】（Ａ）は図11におけるポイズン・カーテンを
示す正面図、（Ｂ）は（Ａ）の側面図。

【図１３】従来の沸騰水型原子炉の上部格子板を一部切
欠して示す斜視図。

【図１４】ハフニウムとジルコニウムの炉外腐食試験結
果を示す特性図。

【符号の説明】

１…ＰＷＲ用燃料集合体、２…炉心、３…原子炉圧力容
器（ＲＰＶ）、４…中性子吸収棒、５…制御棒案内シン
ブル、６…計装用シンブル、７…燃料棒、８…ポイズン
・カーテン、９…ＢＷＲ用燃料集合体、10…十字形制御
棒、11…炉内計装案内管、12…シュラウド、13…水槽、
14…フック、15…ハンガー・ロッド、16…中性子吸収
板、17…スペーサパッド、18…上部格子板、19…梁、20
…開口部、21…Ｌ形中性子吸収板、22…シート部、23…
平形中性子吸収板、24…中性子吸収材を有する燃料集合
体、25…チャンネルボックス、26…Ｈｆシート、27…中
性子吸収材層。

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】多数の方形燃料集合体を規則的に配置し
て構成された炉心と、この炉心を取り囲んで構成された
原子炉圧力容器などの炉心外周構造物とからなる原子炉
の炉心構造において、前記炉心外周構造物に近い一部分
または全ての外周面に、平板または横断面Ｌ形の中性子
吸収板を配置してなることを特徴とする原子炉の炉心構
造。
【請求項２】多数の方形燃料集合体を規則的に配置し
て構成された炉心と、この炉心を取り囲んで構成された
原子炉圧力容器などの炉心外周構造物とからなる原子炉
の炉心構造において、前記炉心外周構造物に近い一部分
または全ての外周面に、平板または横断面Ｌ形の中性子
吸収板を配置し、前記中性子吸収板をハフニウム金属板
またはジルコニウム・ハフニウム合金板で構成し、前記
ハフニウム金属板またはジルコニウム・ハフニウム合金
板の表面に保護酸化膜を形成してなることを特徴とする
原子炉の炉心構造。
【請求項３】多数の燃料棒を規則的に配列して燃料バ
ンドルとなし、この燃料バンドルを金属製チャンネルボ
ックスに収納して燃料集合体となし、この燃料集合体を
原子炉圧力容器などの炉心外周構造物の内部に規則的に
配置して炉心を構成した原子炉の炉心構造において、前
記炉心外周構造物に近接する前記燃料集合体の金属製チ
ャンネルボックスは前記炉心外周構造物に近接する部分
の少なくとも高速中性子照射量が高くなる部位に中性子
吸収材が含有されていることを特徴とする原子炉の炉心
構造。