JPH067194B2 - 軽水型原子炉炉心およびその燃料装荷方法 - Google Patents
軽水型原子炉炉心およびその燃料装荷方法Info
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- JPH067194B2 JPH067194B2 JP60236891A JP23689185A JPH067194B2 JP H067194 B2 JPH067194 B2 JP H067194B2 JP 60236891 A JP60236891 A JP 60236891A JP 23689185 A JP23689185 A JP 23689185A JP H067194 B2 JPH067194 B2 JP H067194B2
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- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、軽水型原子炉の炉心に係り、特に、ウランの
有効利用及び燃料経済性にすぐれた原子炉炉心の構成お
よびそれを創出するための燃料装荷方法に関する。
有効利用及び燃料経済性にすぐれた原子炉炉心の構成お
よびそれを創出するための燃料装荷方法に関する。
原子炉は、炉心内に核分裂性物質である核燃料の余剰反
応度を、制御棒のそう入，引抜きによって制御して運転
するようになっており、燃料交換の各サイクル末期で
は、上記制御棒は完全に引抜かれ、燃焼度は最大とな
る。そして、原子炉の余剰反応度がなくなった時に燃料
交換を行ない、炉心に装荷されている燃料集合体の約１
／３〜１／４に相当する燃料が進んだ古い燃料集合体を
炉心部から取出し、新燃料集合体を装荷する。この場
合、炉心内で燃料集合体の位置交換等を行なうことがあ
る。
応度を、制御棒のそう入，引抜きによって制御して運転
するようになっており、燃料交換の各サイクル末期で
は、上記制御棒は完全に引抜かれ、燃焼度は最大とな
る。そして、原子炉の余剰反応度がなくなった時に燃料
交換を行ない、炉心に装荷されている燃料集合体の約１
／３〜１／４に相当する燃料が進んだ古い燃料集合体を
炉心部から取出し、新燃料集合体を装荷する。この場
合、炉心内で燃料集合体の位置交換等を行なうことがあ
る。
従来の原子炉において燃料交換は、燃焼度が高く、燃焼
が進んだ燃料集合体を炉心から取出した後に、新しい燃
料集合体を一様に分散して装荷している。
が進んだ燃料集合体を炉心から取出した後に、新しい燃
料集合体を一様に分散して装荷している。
また、最近の原子炉では、炉心からの中性子の洩れを少
なくして、燃料の有効利用を図るために出力の低い炉心
周辺部に低反応度燃料集合体を配置する改良が考えられ
てきた。第３図はその一例を示すもので、低反応度燃料
集合体として燃焼が進み無限増倍率が低下した燃料集合
体を用いた場合を示す。図中、１，２および３は夫々１
サイクル目，２サイクル目および３サイクル目の燃料集
合体、Ｐは周辺領域燃料集合体を示す。この場合、原子
炉炉心を内側領域と周辺領域とに区分し、周辺領域は炉
心部全領域の体積の１０〜２０％を占めるようにし、内
側領域にＮ−１サイクル滞在した燃料集合体を、次のサ
イクル、すなわち、Ｎサイクル目では、出力の低い周辺
領域に配置するように燃料交換を行なっている。
なくして、燃料の有効利用を図るために出力の低い炉心
周辺部に低反応度燃料集合体を配置する改良が考えられ
てきた。第３図はその一例を示すもので、低反応度燃料
集合体として燃焼が進み無限増倍率が低下した燃料集合
体を用いた場合を示す。図中、１，２および３は夫々１
サイクル目，２サイクル目および３サイクル目の燃料集
合体、Ｐは周辺領域燃料集合体を示す。この場合、原子
炉炉心を内側領域と周辺領域とに区分し、周辺領域は炉
心部全領域の体積の１０〜２０％を占めるようにし、内
側領域にＮ−１サイクル滞在した燃料集合体を、次のサ
イクル、すなわち、Ｎサイクル目では、出力の低い周辺
領域に配置するように燃料交換を行なっている。
このような燃料交換を用いた場合には、反応度の低下し
た燃料集合体を周辺領域に再配置しないで取出してしま
う場合に比較して、燃料の炉内滞在期間が増大するため
に、燃料の取出し燃焼度は増大し、燃料の有効利用がで
きる。
た燃料集合体を周辺領域に再配置しないで取出してしま
う場合に比較して、燃料の炉内滞在期間が増大するため
に、燃料の取出し燃焼度は増大し、燃料の有効利用がで
きる。
ところで一方、最近、プルトニウムの有効利用、省ウラ
ン化を図るために、軽水炉においてプルトニウム−ウラ
ン混合酸化物燃料（MOX燃料）を用いた燃料集合体を採
用することが検討されている。
ン化を図るために、軽水炉においてプルトニウム−ウラ
ン混合酸化物燃料（MOX燃料）を用いた燃料集合体を採
用することが検討されている。
しかしながら、このMOX燃料集合体の採用に当り、MOX燃
料の特性を活かした炉心燃料集合体配置により、取出し
燃焼度の増大を図った検討は、初装荷炉心については特
願昭５９−159982記載の例があるが、取替炉心について
はなかった。
料の特性を活かした炉心燃料集合体配置により、取出し
燃焼度の増大を図った検討は、初装荷炉心については特
願昭５９−159982記載の例があるが、取替炉心について
はなかった。
本発明は、MOX燃料を軽水炉で利用するにあたって、燃
料取出し燃焼度を増大させ、燃料の有効利用を図れる原
子炉炉心とその燃料装荷方法を提供することを目的とす
る。
料取出し燃焼度を増大させ、燃料の有効利用を図れる原
子炉炉心とその燃料装荷方法を提供することを目的とす
る。
本発明は、MOX燃料がウラン燃料に比べて、無限増倍率
Ｋ∞の燃料度に対する変化がゆるやかなことを利用した
ものである。すなわち、第４図は、ウラン燃料およびMO
X燃料の無限増倍率Ｋ∞と燃焼度との関係を示す。第４
図から無限増倍率Ｋ∞は燃焼が進むにつれて減少する
が、ウラン燃料に比べて、MOX燃料の無限増倍率Ｋ∞の
変化はゆるやかであることが理解される。これは、MOX
燃料中では、ウラン燃料に比べ (a)中性子のエネルギーが高く238Ｕの共鳴吸収が大きく
239Puの生成が多くなる。
Ｋ∞の燃料度に対する変化がゆるやかなことを利用した
ものである。すなわち、第４図は、ウラン燃料およびMO
X燃料の無限増倍率Ｋ∞と燃焼度との関係を示す。第４
図から無限増倍率Ｋ∞は燃焼が進むにつれて減少する
が、ウラン燃料に比べて、MOX燃料の無限増倍率Ｋ∞の
変化はゆるやかであることが理解される。これは、MOX
燃料中では、ウラン燃料に比べ (a)中性子のエネルギーが高く238Ｕの共鳴吸収が大きく
239Puの生成が多くなる。
(b)240Puの量が多くこれは中性子を吸収し241Puになる 等の理由で核分裂性物質の減少の割合が小さくなること
による。
による。
そこで、本発明では、MOX燃料とウラン燃料が炉心内に
混在配置された原子炉炉心において、燃交換時にウラン
燃料集合体を優先的に取出し、MOX燃料集合体を長く炉
心内に残すようにして、余剰反応度の減少を少なくし、
以て取出し燃焼度を増大させるようにするのである。
混在配置された原子炉炉心において、燃交換時にウラン
燃料集合体を優先的に取出し、MOX燃料集合体を長く炉
心内に残すようにして、余剰反応度の減少を少なくし、
以て取出し燃焼度を増大させるようにするのである。
第１図は本発明の実施例に係る沸騰水型原子炉炉心の燃
料装荷パターンを示す。図中、符号１は炉内滞在１サイ
クル目の燃料集合体、以下符号２〜４は、それぞれ炉内
滞在サイクル２〜４サイクル目燃料集合体を示す。１サ
イクル目燃料集合体は２１２体、２サイクル目燃料集合
体も２１２体、３サイクル目燃料集合体も２１２体で、
４サイクル目燃料集合体は１２８体であり、バッチ数は
約3.6である。この炉心では、燃料集合体は３サイクル
又は４サイクル炉心に滞在することになり、燃料交換時
には、炉内に３サイクル滞在した燃料集合体のうちの８
４体と４サイクル滞在した燃料集合体１２８体が炉外に
取出され、新燃料集合体が装荷される。このとき、３サ
イクル滞在した燃料集合体の残りの１２８体は、燃料移
動により４サイクル目燃料集合体の位置に移動され、次
サイクルにおいては４サイクル目燃料集合体として、炉
内で燃焼する。
料装荷パターンを示す。図中、符号１は炉内滞在１サイ
クル目の燃料集合体、以下符号２〜４は、それぞれ炉内
滞在サイクル２〜４サイクル目燃料集合体を示す。１サ
イクル目燃料集合体は２１２体、２サイクル目燃料集合
体も２１２体、３サイクル目燃料集合体も２１２体で、
４サイクル目燃料集合体は１２８体であり、バッチ数は
約3.6である。この炉心では、燃料集合体は３サイクル
又は４サイクル炉心に滞在することになり、燃料交換時
には、炉内に３サイクル滞在した燃料集合体のうちの８
４体と４サイクル滞在した燃料集合体１２８体が炉外に
取出され、新燃料集合体が装荷される。このとき、３サ
イクル滞在した燃料集合体の残りの１２８体は、燃料移
動により４サイクル目燃料集合体の位置に移動され、次
サイクルにおいては４サイクル目燃料集合体として、炉
内で燃焼する。
軽水炉においては、例えばディスクリート型MOX燃料集
合体を用いる場合、プルトニウムの特性としてボイド係
数が負値で大きくなるためプラントの過渡特性が厳しく
なり、燃料集合体全数をMOX燃料に置き換えることは難
しく、一般には約１／２〜１／３がMOX燃料集合体で、
その他は通常のウラン燃料集合体である。このため、軽
水炉においてプルトニウムをMOX燃料として利用する場
合には、新燃料集合体の約１／２〜１／３がMOX燃料集
合体で、残りはウラン燃料集合体となる。第１図におい
て符号を○印で囲んだのはMOX燃料集合体であり、○印
で囲んでないのはウラン燃料集合体である。第１図につ
いて炉内滞在サイクル数ごとにMOX燃料集合体とウラン
燃料集合体の数を示したのが第１表である。
合体を用いる場合、プルトニウムの特性としてボイド係
数が負値で大きくなるためプラントの過渡特性が厳しく
なり、燃料集合体全数をMOX燃料に置き換えることは難
しく、一般には約１／２〜１／３がMOX燃料集合体で、
その他は通常のウラン燃料集合体である。このため、軽
水炉においてプルトニウムをMOX燃料として利用する場
合には、新燃料集合体の約１／２〜１／３がMOX燃料集
合体で、残りはウラン燃料集合体となる。第１図におい
て符号を○印で囲んだのはMOX燃料集合体であり、○印
で囲んでないのはウラン燃料集合体である。第１図につ
いて炉内滞在サイクル数ごとにMOX燃料集合体とウラン
燃料集合体の数を示したのが第１表である。
第１表に示した例では、４サイクル未満の燃料集合体中
のMOX燃料集合体数のウラン燃料集合体数に対する比
は、３１２／３２４＝0.96であり、４サイクル以上の燃
料集合体中のMOX燃料集合体数のウラン燃料集合体数に
対する比１０４／２４＝4.33より小さくなっている。
のMOX燃料集合体数のウラン燃料集合体数に対する比
は、３１２／３２４＝0.96であり、４サイクル以上の燃
料集合体中のMOX燃料集合体数のウラン燃料集合体数に
対する比１０４／２４＝4.33より小さくなっている。
第１図及び第１表に示されるように、符号４で示される
４サイクル目燃料集合体の大部分はMOX燃料集合体で構
成されていることが本発明実施例の特徴である。
４サイクル目燃料集合体の大部分はMOX燃料集合体で構
成されていることが本発明実施例の特徴である。
このようにする理由は、第４図を用いて次のように説明
される。第４図は典型的なウラン燃料集合体およびMOX
燃料集合体の無限増倍率の燃焼度に対する変化を示した
もので、ウラン燃料集合体に比べてMOX燃料集合体は燃
焼による核分裂性物質の減少が少ないために無限増倍率
の減少が少ない。第４図において３サイクル目相当の燃
焼度のときはウラン燃料集合体とMOX燃料集合体とでは
無限増倍率がほぼ等しいが、４サイクル目相当の燃焼度
では、MOX燃料集合体のほうが無限増倍率が高い。この
ため、燃料交換の際、炉内に３サイクル滞在した燃料集
合体のうちから、MOX燃料集合体の方を先に取出した場
合には、次サイクル末期での反応度が低くなり、燃焼度
の損失がある。従ってMOX燃料集合体とウラン燃料集合
体の混在する炉心では、先ずウラン燃料集合体の方を優
先して取出し、MOX燃料集合体をできるだけ長く炉心に
滞在させる本発明実施例の燃料交換法及び配置を取るこ
とが余剰反応度の減少を少くし、取出し燃焼度を高める
上で効果的である。
される。第４図は典型的なウラン燃料集合体およびMOX
燃料集合体の無限増倍率の燃焼度に対する変化を示した
もので、ウラン燃料集合体に比べてMOX燃料集合体は燃
焼による核分裂性物質の減少が少ないために無限増倍率
の減少が少ない。第４図において３サイクル目相当の燃
焼度のときはウラン燃料集合体とMOX燃料集合体とでは
無限増倍率がほぼ等しいが、４サイクル目相当の燃焼度
では、MOX燃料集合体のほうが無限増倍率が高い。この
ため、燃料交換の際、炉内に３サイクル滞在した燃料集
合体のうちから、MOX燃料集合体の方を先に取出した場
合には、次サイクル末期での反応度が低くなり、燃焼度
の損失がある。従ってMOX燃料集合体とウラン燃料集合
体の混在する炉心では、先ずウラン燃料集合体の方を優
先して取出し、MOX燃料集合体をできるだけ長く炉心に
滞在させる本発明実施例の燃料交換法及び配置を取るこ
とが余剰反応度の減少を少くし、取出し燃焼度を高める
上で効果的である。
また本実施例では、燃焼の進んでいない、従ってウラン
２３５及び核分裂性プルトニウムが多く残っていて反応
度が高い燃料集合体をできるだけ炉心中央部に配置する
ことによって、その燃料をよく燃焼させるようにしてい
る。また炉心外周から中央部に行くに従って中性子イン
ポータンスが高いことから、反応度の高い燃料集合体を
炉心中央部に配置することは炉心全体の中性子増倍率を
増大させ、より長期間原子炉を運転することを可能にす
る。従って、燃料集合体１体当りの発生熱量も増大し、
燃料経済性が向上する。
２３５及び核分裂性プルトニウムが多く残っていて反応
度が高い燃料集合体をできるだけ炉心中央部に配置する
ことによって、その燃料をよく燃焼させるようにしてい
る。また炉心外周から中央部に行くに従って中性子イン
ポータンスが高いことから、反応度の高い燃料集合体を
炉心中央部に配置することは炉心全体の中性子増倍率を
増大させ、より長期間原子炉を運転することを可能にす
る。従って、燃料集合体１体当りの発生熱量も増大し、
燃料経済性が向上する。
燃料集合体の炉内移動（燃料シャッフリングという）が
燃料経済性に及ぼす効果は、径方向ピーキング（最大出
力燃料要素の出力の炉心平均燃料要素出力に対する比）
と取出燃焼度利得との関係で定量的に表わすことができ
る。
燃料経済性に及ぼす効果は、径方向ピーキング（最大出
力燃料要素の出力の炉心平均燃料要素出力に対する比）
と取出燃焼度利得との関係で定量的に表わすことができ
る。
第５図は、横軸に径方向ピーキング、従軸に取出燃焼度
利得を示したものであり、両者は、互いに増加函数の関
係にある。本発明のように取出燃焼度利得を大きくする
ように燃料シャッフリングを行なうことは、中性子イン
ポータンスの高い炉心中央部に反応度の高い燃料集合体
を配置することになるので、径方向ピーキングは大きく
なるが、しかし燃料経済性は取出燃焼度利得が大きいほ
ど良くなる。通常の沸騰水型原子炉では、このような本
実施例に基づく燃料シャッフリングを実施することによ
って燃料経済性を１〜３％程度向上させることが可能で
ある。
利得を示したものであり、両者は、互いに増加函数の関
係にある。本発明のように取出燃焼度利得を大きくする
ように燃料シャッフリングを行なうことは、中性子イン
ポータンスの高い炉心中央部に反応度の高い燃料集合体
を配置することになるので、径方向ピーキングは大きく
なるが、しかし燃料経済性は取出燃焼度利得が大きいほ
ど良くなる。通常の沸騰水型原子炉では、このような本
実施例に基づく燃料シャッフリングを実施することによ
って燃料経済性を１〜３％程度向上させることが可能で
ある。
上記のように、本実施例の原子炉では、(N-1)サイクル
炉内に滞在した燃料集合体の一部を取出し、また残りの
一部を燃料シャッフルリングにより炉心外周部に移動さ
せ、Ｎサイクル目の燃料集合体としてさらに１サイクル
の間炉内滞在させた後、炉心から取出す(Nは２以上の整
数でよいが、本実施例ではＮ＝４）。従って、運転サイ
クル末期において、すでに(N-1)サイクル炉心に滞在し
た燃料集合体は、炉外に取出される燃料集合体と、燃料
シャッフルした後にもう１サイクル炉内に滞在する燃料
集合体とに分類される。
炉内に滞在した燃料集合体の一部を取出し、また残りの
一部を燃料シャッフルリングにより炉心外周部に移動さ
せ、Ｎサイクル目の燃料集合体としてさらに１サイクル
の間炉内滞在させた後、炉心から取出す(Nは２以上の整
数でよいが、本実施例ではＮ＝４）。従って、運転サイ
クル末期において、すでに(N-1)サイクル炉心に滞在し
た燃料集合体は、炉外に取出される燃料集合体と、燃料
シャッフルした後にもう１サイクル炉内に滞在する燃料
集合体とに分類される。
通常のウラン燃料集合体のみからなる炉心では、後者の
燃料集合体は同一サイクル炉内に滞在した燃料集合体で
も炉内配置により燃焼度が多少異るので、燃焼度の小さ
い、従ってウラン２３５残留量が多く無限増倍率の高い
燃料から取出すのが普通である。これに対し、MOX燃料
集合体はウラン燃料集合体に比較して中性子スペクトル
が硬くなるので、燃料集合体形状が同一の場合、MOX燃
料はウラン燃料に比較して減速不足となるため、MOX燃
料集合体を炉心の最外周部に配置した本実施例では、減
速材の水が豊富にある炉心外周部に配置されたMOX燃料
集合体は中性子がよく減速され、反応度が向上するとい
う利点もある。
燃料集合体は同一サイクル炉内に滞在した燃料集合体で
も炉内配置により燃焼度が多少異るので、燃焼度の小さ
い、従ってウラン２３５残留量が多く無限増倍率の高い
燃料から取出すのが普通である。これに対し、MOX燃料
集合体はウラン燃料集合体に比較して中性子スペクトル
が硬くなるので、燃料集合体形状が同一の場合、MOX燃
料はウラン燃料に比較して減速不足となるため、MOX燃
料集合体を炉心の最外周部に配置した本実施例では、減
速材の水が豊富にある炉心外周部に配置されたMOX燃料
集合体は中性子がよく減速され、反応度が向上するとい
う利点もある。
第１図に示した本実施例において、４サイクル目のウラ
ン燃料集合体４よりも４サイクル目のMOX燃料集合体を
炉心最外周部に配置する理由をさらに敷衍すると、次の
とおりである。すなわち、プルトニウムはウランに比べ
て熱中性子回収断面積が大きいために、中性子スペクト
ルが硬くなる。このため、ウラン燃料集合体と同一の集
合体格子形状を持つMOX燃料集合体では、中性子の減速
が不十分となり、減速不足状態となっている。これは、
ウラン２３８からプルトニウムへの転換を促進すること
にはなるが、ウラン及びプルトニウムを燃焼させる上で
は不利となる。炉内滞在Ｎ−１サイクル目までのMOX燃
料集合体では、プルトニウムの燃焼上不利ではあっても
プルトニウムへの転換がよいことは、次サイクルでの燃
料を作り出すことになるが、炉心から取出される直前の
Ｎサイクル目では、プルトニウムへの転換は必要ではな
く、むしろプルトニウムの燃焼に努めたほうがよい。MO
X燃料集合体での減速不足を解消するためには、減速材
である水が多い領域にMOX燃料集合体を配置すればよ
い。このような理由から、第１図に示した本実施例で
は、炉心最外周部には４サイクル目のMOX燃料集合体４
を配置しているのである。
ン燃料集合体４よりも４サイクル目のMOX燃料集合体を
炉心最外周部に配置する理由をさらに敷衍すると、次の
とおりである。すなわち、プルトニウムはウランに比べ
て熱中性子回収断面積が大きいために、中性子スペクト
ルが硬くなる。このため、ウラン燃料集合体と同一の集
合体格子形状を持つMOX燃料集合体では、中性子の減速
が不十分となり、減速不足状態となっている。これは、
ウラン２３８からプルトニウムへの転換を促進すること
にはなるが、ウラン及びプルトニウムを燃焼させる上で
は不利となる。炉内滞在Ｎ−１サイクル目までのMOX燃
料集合体では、プルトニウムの燃焼上不利ではあっても
プルトニウムへの転換がよいことは、次サイクルでの燃
料を作り出すことになるが、炉心から取出される直前の
Ｎサイクル目では、プルトニウムへの転換は必要ではな
く、むしろプルトニウムの燃焼に努めたほうがよい。MO
X燃料集合体での減速不足を解消するためには、減速材
である水が多い領域にMOX燃料集合体を配置すればよ
い。このような理由から、第１図に示した本実施例で
は、炉心最外周部には４サイクル目のMOX燃料集合体４
を配置しているのである。
第２図は本実施例の沸騰水型原子炉に用いるディスクリ
ート型MOX燃料集合体の設計例を示す横断面図である。
図中、７は燃料棒でありそれらのうち符号P1〜P6で示さ
れた燃料棒は、天然ウラン酸化物UO2にPuO2を混合したM
OX燃料であり、数字の少ないほど、より多くのプルトニ
ウムを含むことを示す。Ｗはウォータロッドを示し、Ｇ
で示したものはガドリニア入りのMOX燃料棒である。本
例に示したディスクリート型MOX燃料集合体では、 で示される235Ｕ含有率は約0.7wt％であり、 で示されるPnF富化度は2.6wt％であり、 で示されるPuO2富化度は約3.8wt％であり、 で示される核分裂性物質重量率は約3.3wt％である。こ
のディスクリート型MOX燃料集合体はプルトニウムをウ
ラン燃料と混合させて、全燃料棒に分散しており、より
多くのプルトニウム装荷量が確保できることが特徴であ
る。
ート型MOX燃料集合体の設計例を示す横断面図である。
図中、７は燃料棒でありそれらのうち符号P1〜P6で示さ
れた燃料棒は、天然ウラン酸化物UO2にPuO2を混合したM
OX燃料であり、数字の少ないほど、より多くのプルトニ
ウムを含むことを示す。Ｗはウォータロッドを示し、Ｇ
で示したものはガドリニア入りのMOX燃料棒である。本
例に示したディスクリート型MOX燃料集合体では、 で示される235Ｕ含有率は約0.7wt％であり、 で示されるPnF富化度は2.6wt％であり、 で示されるPuO2富化度は約3.8wt％であり、 で示される核分裂性物質重量率は約3.3wt％である。こ
のディスクリート型MOX燃料集合体はプルトニウムをウ
ラン燃料と混合させて、全燃料棒に分散しており、より
多くのプルトニウム装荷量が確保できることが特徴であ
る。
また、本発明に基づく沸騰水型原子炉では、叙上のディ
スクリート型MOX燃料集合体の代りに、ウランのみの燃
料棒とプルトニウム入り燃料棒とから構成されたアイラ
ンド型MOX燃料集合体を用いてもよい。
スクリート型MOX燃料集合体の代りに、ウランのみの燃
料棒とプルトニウム入り燃料棒とから構成されたアイラ
ンド型MOX燃料集合体を用いてもよい。
第６図は本発明の別の実施例を示す。第１図と同様に図
中に付号１〜４はその燃料集合体の炉内滞在年数を示
し、MOX燃料集合体には○印をつけた。本実施例での各
サイクル毎の燃料集合体数を第２表に示す。
中に付号１〜４はその燃料集合体の炉内滞在年数を示
し、MOX燃料集合体には○印をつけた。本実施例での各
サイクル毎の燃料集合体数を第２表に示す。
第２表に示す例でも４サイクル未満の燃料集合体中のMO
X燃料集合体数のウラン燃料集合体数に対する比は312/3
24＝0.96であり、４サイクル以上の燃料集合体中のMOX
燃料集合体数中のウラン燃料集合体数に対する比92/36
＝2.55よりも小さくなっている。
X燃料集合体数のウラン燃料集合体数に対する比は312/3
24＝0.96であり、４サイクル以上の燃料集合体中のMOX
燃料集合体数中のウラン燃料集合体数に対する比92/36
＝2.55よりも小さくなっている。
また、第６図において、４サイクル目のウラン燃料集合
体の相隣る四本を太線四角枠で囲んで示した所は特開昭
55-70792記載の制御セル、すなわち制御棒機能を出力分
布及び反応度制御機能と停止機能とに分け、低反応度の
特別な燃料集合体を前記の出力分布及び反応度制御機能
を有する制御棒を囲む形で４体配置したものである。か
かる制御セルを有する炉心では、燃料集合体が炉心内に
Ｎ（第６図に示した例ではＮ＝４）炉心運転サイクルの
間滞在するとしたとき、燃料集合体は代表的にはその炉
心内滞在時間のうち（Ｎ−１）サイクルの間は非制御セ
ルに滞在し、炉内滞在時間の最終サイクルで制御セルに
移動され、しかる後に炉心から取出される。
体の相隣る四本を太線四角枠で囲んで示した所は特開昭
55-70792記載の制御セル、すなわち制御棒機能を出力分
布及び反応度制御機能と停止機能とに分け、低反応度の
特別な燃料集合体を前記の出力分布及び反応度制御機能
を有する制御棒を囲む形で４体配置したものである。か
かる制御セルを有する炉心では、燃料集合体が炉心内に
Ｎ（第６図に示した例ではＮ＝４）炉心運転サイクルの
間滞在するとしたとき、燃料集合体は代表的にはその炉
心内滞在時間のうち（Ｎ−１）サイクルの間は非制御セ
ルに滞在し、炉内滞在時間の最終サイクルで制御セルに
移動され、しかる後に炉心から取出される。
本実施例では制御セルにおかれる燃料集合体はウラン燃
料集合体とされているが、これはMOX燃料集合体では、
ウラン燃料集合体より制御棒価値が低下するために、ウ
ラン燃料集合体を用いるほうがよいからである。この実
施例では炉内滞在３サイクル終了後取出される燃料集合
体は、MOX燃料集合体１２体、ウラン燃料集合体７２体
であって、ウラン燃料集合体から優先的に取出されてお
り、炉内滞在４サイクル目の燃料構成はMOX燃料集合体
の方が多い。また、炉心外周部の燃料集合体はすべて、
取り出される直前の４サイクル目のMOX燃料集合体であ
る。
料集合体とされているが、これはMOX燃料集合体では、
ウラン燃料集合体より制御棒価値が低下するために、ウ
ラン燃料集合体を用いるほうがよいからである。この実
施例では炉内滞在３サイクル終了後取出される燃料集合
体は、MOX燃料集合体１２体、ウラン燃料集合体７２体
であって、ウラン燃料集合体から優先的に取出されてお
り、炉内滞在４サイクル目の燃料構成はMOX燃料集合体
の方が多い。また、炉心外周部の燃料集合体はすべて、
取り出される直前の４サイクル目のMOX燃料集合体であ
る。
この実施例のように、炉心外周部の燃料を反応度の高い
MOX燃料集合体だけで構成することは望ましいが、本発
明の原理は、炉心の最外周部をMOX燃料集合体だけで構
成することに限定するものではなく、最外周部の大部分
が炉心から取り出される直前のMOX燃料集合体であれ
ば、燃焼度増大の十分な効果が得られる。
MOX燃料集合体だけで構成することは望ましいが、本発
明の原理は、炉心の最外周部をMOX燃料集合体だけで構
成することに限定するものではなく、最外周部の大部分
が炉心から取り出される直前のMOX燃料集合体であれ
ば、燃焼度増大の十分な効果が得られる。
なお、以上では沸騰水型原子炉に対する実施例を示した
が、本発明は沸騰水型原子炉に限定されるものではな
く、加圧水型の原子炉においても実施することは可能で
ある。
が、本発明は沸騰水型原子炉に限定されるものではな
く、加圧水型の原子炉においても実施することは可能で
ある。
以上述べたように、ウラン燃料とMOX燃料が混在する炉
心において、燃料交換に当り、ウラン燃料を先に取出
し、無限増倍率Ｋ∞の減少がゆるやかなMOX燃料を炉内
に長く滞在させることにより、取出燃焼度を増大するこ
とができるので、ウラン，プルトニウム等の核分裂性物
質を有効に利用できる。
心において、燃料交換に当り、ウラン燃料を先に取出
し、無限増倍率Ｋ∞の減少がゆるやかなMOX燃料を炉内
に長く滞在させることにより、取出燃焼度を増大するこ
とができるので、ウラン，プルトニウム等の核分裂性物
質を有効に利用できる。
第１図は本発明の実施例による燃料装荷パターンを示
す。第２図は同実施例に用いるディスクリート型MOX燃
料集合体の横断面概要図、第３図は従来の燃料シャフリ
ングの一例を示す説明図、第４図はウラン燃料とMOX燃
料との無限増倍率の燃焼度に対する変化を示す図、第５
図は径方向ピーキングと取出し燃焼度利得との関係を示
す図、第６図は本発明の別の実施例による燃料装荷パタ
ーンを示す図である。 符号の説明 １…炉内滞在１サイクル目の燃料集合体、 ２…炉内滞在２サイクル目の燃料集合体、 ３…炉内滞在３サイクル目の燃料集合体、 ４…炉内滞在４サイクル目の燃料集合体、 ６…制御棒、７…燃料棒、 ８…チャンネルボックス、９…ウォータロッド ＣＣ…制御セル
す。第２図は同実施例に用いるディスクリート型MOX燃
料集合体の横断面概要図、第３図は従来の燃料シャフリ
ングの一例を示す説明図、第４図はウラン燃料とMOX燃
料との無限増倍率の燃焼度に対する変化を示す図、第５
図は径方向ピーキングと取出し燃焼度利得との関係を示
す図、第６図は本発明の別の実施例による燃料装荷パタ
ーンを示す図である。 符号の説明 １…炉内滞在１サイクル目の燃料集合体、 ２…炉内滞在２サイクル目の燃料集合体、 ３…炉内滞在３サイクル目の燃料集合体、 ４…炉内滞在４サイクル目の燃料集合体、 ６…制御棒、７…燃料棒、 ８…チャンネルボックス、９…ウォータロッド ＣＣ…制御セル
Claims (4)
- 【請求項１】二酸化ウラン燃料を用いたウラン燃料集合
体とウラン−プルトニウム混合酸化物燃料を用いたMOX
燃料集合体とが混在する軽水型原子炉炉心であって、炉
内滞在サイクル数がＮ（Ｎは２以上の整数）未満の燃料
集合体中のMOX燃料集合体数のウラン燃料集合体数に対
する比が、炉内滞在サイクル数がＮ以上の燃料集合体中
のMOX燃料集合体数のウラン燃料集合体数に対する比よ
りも小さいことを特徴とする軽水型原子炉炉心。 - 【請求項２】炉内滞在サイクル数がＮ以上のMOX燃料集
合体は炉心の最外周部に配置されている特許請求の範囲
第１項記載の軽水型原子炉炉心。 - 【請求項３】二酸化ウラン燃料を用いたウラン燃料集合
体とウラン−プルトニウム混合酸化物燃料を用いたMOX
燃料集合体とが混在する軽水型原子炉炉心の燃料装荷方
法であって、Ｎ−１サイクル（Ｎは２以上の整数）間炉
内に滞在させた燃料集合体のうち、ウラン燃料集合体を
優先的に炉外へ取出して新燃料集合体と交換し、他方、
大部分のMOX燃料集合体はＮサイクル目も炉心に滞在さ
せることを特徴とする燃料装荷方法。 - 【請求項４】上記のＮサイクル目に炉心に滞在させるMO
X燃料集合体を炉心最外周部に装荷する特許請求の範囲
第３項記載の燃料装荷方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60236891A JPH067194B2 (ja) | 1985-10-23 | 1985-10-23 | 軽水型原子炉炉心およびその燃料装荷方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60236891A JPH067194B2 (ja) | 1985-10-23 | 1985-10-23 | 軽水型原子炉炉心およびその燃料装荷方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6296889A JPS6296889A (ja) | 1987-05-06 |
| JPH067194B2 true JPH067194B2 (ja) | 1994-01-26 |
Family
ID=17007300
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60236891A Expired - Lifetime JPH067194B2 (ja) | 1985-10-23 | 1985-10-23 | 軽水型原子炉炉心およびその燃料装荷方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH067194B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2007020988A1 (ja) | 2005-08-12 | 2007-02-22 | Seiren Co., Ltd. | 静電吸着板を用いた搬送装置 |
Families Citing this family (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0650353B2 (ja) * | 1986-07-09 | 1994-06-29 | 株式会社東芝 | 原子炉燃料装荷方法 |
| JPH02232595A (ja) * | 1989-03-06 | 1990-09-14 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 沸騰水型原子炉の燃料装荷方法 |
| JP2914778B2 (ja) * | 1991-05-20 | 1999-07-05 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子炉 |
| JP2915200B2 (ja) * | 1991-07-24 | 1999-07-05 | 株式会社日立製作所 | 燃料装荷方法及び原子炉炉心 |
| SE470170B (sv) * | 1992-04-29 | 1993-11-22 | Asea Atom Ab | Sätt vid drift av en kärnreaktor av kokvattentyp |
| US6931090B2 (en) * | 2003-02-25 | 2005-08-16 | Westinghouse Electric Company Llc | Method of establishing a nuclear reactor core fuel assembly loading pattern |
| CN102576573B (zh) * | 2009-08-06 | 2015-04-15 | 阿海珐核能公司 | 允许达到钚平衡循环的压水核反应堆运行方法 |
| 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 |
| CN108492896B (zh) * | 2018-03-22 | 2019-02-26 | 中国核动力研究设计院 | 一种u型管倒流特性可视化测量实验装置 |
-
1985
- 1985-10-23 JP JP60236891A patent/JPH067194B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2007020988A1 (ja) | 2005-08-12 | 2007-02-22 | Seiren Co., Ltd. | 静電吸着板を用いた搬送装置 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6296889A (ja) | 1987-05-06 |
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