JPH0792288A

JPH0792288A - 沸騰水型原子炉の炉心及びその運転方法

Info

Publication number: JPH0792288A
Application number: JP5240068A
Authority: JP
Inventors: Kiyoshi Ueda; 田精植; Eiji Mihashi; 橋偉司三; Tsukasa Kikuchi; 池司菊; Masaru Nakai; 井優中
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1993-09-27
Filing date: 1993-09-27
Publication date: 1995-04-07
Anticipated expiration: 2018-06-23
Also published as: JP3419845B2

Abstract

(57)【要約】【目的】シュラウドや圧力容器への局所的な高速中性
子束照射の最大値を低減し、もって原子炉の安全性と寿
命の延長を図り、経済性が高い沸騰水型原子炉の炉心よ
びその運転方法を提供する。【構成】圧力容器１の内側にシュラウド２をほぼ同心
的に配置し、このシュラウド２の内側に全体として横断
面が概略円形となるように多数の横断面概略方形の燃料
集合体４を配置して構成した沸騰水型原子炉の炉心３に
おいて、炉心３外周部に配置された燃料集合体４のう
ち、シュラウド２あるいは圧力容器１に近接する燃料集
合体４（ｓ）を、天然ウラン、回収ウラン、トリウムあ
るいは減損ウランのいずれかによって形成した。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型原子炉（ＢＷ
Ｒ）の炉心およびその運転方法に係り、特に炉心外周に
配置されているシュラウドや圧力容器等への高速中性子
照射量の局所的な最大値を低減し、シュラウド等の中性
子照射による脆化の進行速度を全体として抑制して健全
性の向上をはかった沸騰水型原子炉の炉心及びその運転
方法に関する。

【０００２】

【従来の技術】一般に圧力容器の内側にシュラウドをほ
ぼ同心的に配置し、そのシュラウドの内側に全体として
横断面がほぼ円形となるように多数の横断面方形の燃料
集合体を配置した炉心を有する沸騰水型原子炉（ＢＷ
Ｒ）が知られている。

【０００３】図４は、出力１１０万ｋＷの従来のＢＷＲ
の炉心部の水平断面を示している。このＢＷＲは、最外
周に圧力容器１１を有し、この圧力容器１１の内側には
シュラウド１２が同心的に配設され、このシュラウド１
２のさらに内側に炉心１３が配置されている。

【０００４】この炉心１３は、７６４本の横断面方形の
燃料集合体１４を全体としてほぼ円柱状に配置したもの
である。最外周の一部の燃料集合体１４を除く他の燃料
集合体１４は、４本が一組となって１本の十字型制御棒
１５を取り囲んで一単位セルを構成している。

【０００５】最外周の燃料集合体１４とシュラウド１２
との間、およびシュラウド１２と圧力容器１１との間は
水で満たされている。燃料集合体１４の内部も水が流通
可能に構成されている。水は、冷却材兼中性子減速材と
して燃料集合体１４の内部空間を含むシュラウド１２の
内部空間を上昇し、燃料棒１５の熱によって加熱され、
蒸気（ボイド）を発生する。蒸気とならなかった水はシ
ュラウド１２と圧力容器１１の間の空間を下降して再度
炉心下部へ導かれる。

【０００６】図５は圧力容器１１内部の下部構造の主要
部分を斜視的に示している。圧力容器１１下部と炉心支
持板１６との間の空間は炉心下部プレナム部１７と呼ば
れており、制御棒ハウジング１８および制御棒案内管１
９などが配設されている。

【０００７】炉心支持板１６の上には燃料支持金具２０
が着脱自在に配置されている。この燃料支持金具２０は
燃料集合体１４を支承している。燃料支持金具２０に
は、炉心中央部に配置された中心部燃料支持金具と、炉
心の外周部に配置された周辺部燃料支持金具とがある。
中心部燃料支持金具は、一個で４本の燃料集合体１４を
支承し、周辺部燃料支持金具は一個で１本の燃料集合体
１４を支承している。

【０００８】燃料集合体１４の上部は、上部格子板２１
によって支えられている。

【０００９】図６はＢＷＲの燃料集合体１４の内部構造
を示している。燃料集合体１４の内部には多数の燃料棒
２２が配設されており、これらの燃料棒２２は、下部タ
イプレート２３、スペーサ２４、および上部タイプレー
ト２５によって規則的に配置されている。燃料棒２２の
周りを正方形の横断面を有するチャンネルボックス２６
が取り囲んでいる。

【００１０】下部タイプレート２３は、燃料棒２２を支
持する燃料棒支持部２３ａと、燃料集合体の荷重を燃料
支持金具２０へ伝えるとともに冷却材の水の流れを案内
するタイプレート本体部２３ｂと、冷却材が流入する冷
却材流入口２３ｃによって構成されている。冷却材兼中
性子減速材の水は、冷却材流入口２３ｃと燃料棒支持部
２３ａに多数設けられた冷却材流路２７を通って燃料棒
２２の間を上昇し、燃料棒２２から熱を受取って一部蒸
気となりながら上部タイプレート２５の冷却材出口流路
２８から出ていく。

【００１１】図７はＢＷＲの制御棒１５を示している。
制御棒１５は、ハンドル２９と一体化された先端構造材
３０と、中性子吸収材３１を収納した４枚のウイング３
２（翼と呼ばれる）と、それらを十字型に一体化するタ
イロッド３３と、スピードリミッタ３４と一体化されて
いる末端（下端）構造材３５とからなる。

【００１２】ＢＷＲの制御棒１５は、炉心１３に対して
下方から挿抜される。原子炉の停止中、全ての制御棒１
５は炉心１３の内部へ挿入され、出力運転中は一部の制
御棒を除いて炉心１３から引き抜かれている。

【００１３】図８は燃料支持金具２０のうち、上記中心
部燃料支持金具を示している。図８（ａ）は中心部燃料
支持金具２０ａの斜視図、図８（ｂ）は燃料集合体１４
を支承したところの中心部燃料支持金具２０ａの一部分
の断面をそれぞれ示している。

【００１４】図８（ａ）に示すように、中心部燃料支持
金具２０ａは、中心部に制御棒１５を貫通させる十字状
の制御棒移動溝３６を有し、その周りに燃料支持孔３７
を出口とし、冷却材流入孔３８を入口とする４系統の独
立の冷却材流路３９を有している。

【００１５】中心部燃料支持金具２０ａは炉心支持板１
６に係止し、下部が制御棒案内管１９の頂部に挿入され
ている。

【００１６】図９は上記周辺部燃料支持金具を示してい
る。図９（ａ）は周辺部燃料支持金具２０ｂの斜視図、
図９（ｂ）は燃料集合体１４を支承したところの周辺部
燃料支持金具２０ｂの断面をそれぞれ示している。

【００１７】周辺部燃料支持金具２０ｂは、燃料集合体
１４を１本のみ支持するだけであり、冷却材流路４０も
１系統のみである。この冷却材流路４０は、燃料支持孔
４１を出口とし、冷却材流入孔４２を入口としている。
冷却材流入孔４２の開口面積は、オリフィスプレート４
３の開口部内径によって大きさが規定される。

【００１８】周辺部燃料支持金具２０ｂは、制御棒移動
溝が無く、従って制御棒案内管も嵌着されていない。周
辺部燃料支持金具２０ｂは、炉心外周部のセルを構成し
ない燃料集合体１４を支持している。炉心外周部では中
性子漏洩のため必然的に出力や発熱量が炉心内部に比べ
て低いため、オリフィスプレート４３を冷却材流入孔４
２に着脱自在に装着して冷却材流量を制御している。

【００１９】上記構造の従来の沸騰水型原子炉におい
て、炉心外周部に配置された燃料集合体１４は、図４に
示すように、シュラウド１２または圧力容器１１までの
距離が区々の位置に配置されている。すなわち、シュラ
ウド１２または圧力容器１１に非常に近接した燃料集合
体１４と、そうでないものとがある。したがって、シュ
ラウド１２または圧力容器１１の側壁は、燃料集合体１
４からの高速中性子の照射を強く受ける部分とそうでな
い部分とがある。

【００２０】図１０は、原子炉定格運転時に炉心中央高
さのシュラウドと圧力容器の側壁が受ける１．３５Ｍｅ
Ｖ以上の高速中性子束照射の周方向の分布を示してい
る。

【００２１】図１０において、横軸の角度θは、炉心中
心Ｏの真上の位置を０°として時計まわりを正として表
したシュラウドまたは圧力容器の側壁の周方向部位を示
している。縦軸は高速中性子束レベルの相対値である。
高速中性子束の分布は一定の角度で同一パターン繰り返
されるので、図１０では０゜≦θ≦４５゜の範囲のみを
示している。

【００２２】図１０から明らかなように、シュラウドま
たは圧力容器の側壁に対する高速中性子束分布は周方向
の部位によって大きく異なり、特にシュラウドでは最大
値と最小値の間には数倍の開きがあり、圧力容器でも高
速中性子束の最大値は最小値の２．５倍程度ある。

【００２３】

【発明が解決しようとする課題】シュラウドや圧力容器
は一般的にはステンレス鋼製であり、高速中性子の照射
を受けて次第に脆化することが知られている。上述した
ように、従来の沸騰水型原子炉では、シュラウドまたは
圧力容器への高速中性子束の照射が周方向の部位によっ
て異なるので、脆化の進行速度も部位によって区々であ
る。

【００２４】原子炉全体の安全性や健全性を考える基準
は、もっとも強度等が低い部分であるので、圧力容器や
シュラウドで脆化がもっとも進んだ部分が原子炉の寿命
を支配する要因となる。このため、従来の沸騰水型原子
炉では、他の部分が健全であるにもかかわらず一部が脆
化すると、シュラウドや圧力容器全体を取り替え、ある
いは原子炉自体を廃棄等する必要があった。

【００２５】そこで本発明の目的は、上記従来の沸騰水
型原子炉の課題を解決し、シュラウドや圧力容器への局
所的な高速中性子束照射の最大値を低減し、もって原子
炉の安全性と寿命の延長を図り、経済性が高い沸騰水型
原子炉の炉心よびその運転方法を提供することにある。

【００２６】

【課題を解決するための手段】本発明による第一の沸騰
水型原子炉の炉心は、圧力容器の内側にシュラウドをほ
ぼ同心的に配置し、このシュラウドの内側に全体として
横断面が概略円形となるように多数の横断面概略方形の
燃料集合体を配置して構成した沸騰水型原子炉の炉心に
おいて、前記炉心外周部に配置された燃料集合体のう
ち、前記シュラウドあるいは圧力容器に近接する燃料集
合体は、天然ウラン、回収ウラン、トリウムあるいは減
損ウランのいずれかからなることを特徴とするものであ
る。

【００２７】本発明による第二の沸騰水型原子炉の炉心
は、圧力容器の内側にシュラウドをほぼ同心的に配置
し、このシュラウドの内側に全体として横断面が概略円
形となるように多数の横断面概略方形の燃料集合体を配
置して構成した沸騰水型原子炉の炉心において、前記炉
心外周部に配置された燃料集合体のうち、前記シュラウ
ドあるいは圧力容器に近接する燃料集合体は、少ない本
数の燃料棒を内包していることを特徴とするものであ
る。

【００２８】本発明による第三の沸騰水型原子炉の炉心
は、圧力容器の内側にシュラウドをほぼ同心的に配置
し、このシュラウドの内側に全体として横断面が概略円
形となるように多数の横断面概略方形の燃料集合体を配
置して構成した沸騰水型原子炉の炉心において、前記炉
心外周部に配置された燃料集合体のうち、前記シュラウ
ドあるいは圧力容器に近接する燃料集合体は、燃料棒中
に複数の原子炉運転サイクルにわたって中性子吸収能力
を持続する中性子吸収物質を有し、複数の原子炉の運転
サイクルにわたってシュラウドあるいは圧力容器に近接
する位置に配置されていることを特徴とするものであ
る。

【００２９】本発明による第四の沸騰水型原子炉の炉心
は、圧力容器の内側にシュラウドをほぼ同心的に配置
し、このシュラウドの内側に全体として横断面が概略円
形となるように多数の横断面概略方形の燃料集合体を配
置して構成した沸騰水型原子炉の炉心において、前記炉
心外周部に配置された燃料集合体のうち、前記シュラウ
ドあるいは圧力容器に近接する燃料集合体は、プルトニ
ウム２３９とプルトニウム２４１の含有量を抑制した超
ウラン元素（ＴＲＵ）を含んでいることを特徴とするも
のである。

【００３０】本発明による第五の沸騰水型原子炉の炉心
は、圧力容器の内側にシュラウドをほぼ同心的に配置
し、このシュラウドの内側に全体として横断面が概略円
形となるように多数の横断面概略方形の燃料集合体を配
置して構成した沸騰水型原子炉の炉心において、前記炉
心は、ウランからなるウラン燃料集合体とプルトニウム
とウランとを混合したＭＯＸ燃料集合体とを規則的に配
置して構成され、前記シュラウドあるいは圧力容器に近
接する前記燃料集合体は、ウラン燃料集合体あるいはプ
ルトニウムの濃度が低いＭＯＸ燃料集合体からなること
を特徴とするものである。

【００３１】本発明による第六の沸騰水型原子炉の炉心
は、圧力容器の内側にシュラウドをほぼ同心的に配置
し、このシュラウドの内側に全体として横断面が概略円
形となるように多数の横断面概略方形の燃料集合体を配
置して構成した沸騰水型原子炉の炉心において、前記炉
心外周部に配置された燃料集合体のうち、前記シュラウ
ドあるいは圧力容器に近接する燃料集合体は、他の外周
部燃料集合体と比べて冷却材の流量が大きくなるように
構成されていることを特徴とするものである。

【００３２】本発明による沸騰水型原子炉の運転方法
は、圧力容器の内側にシュラウドをほぼ同心的に配置
し、このシュラウドの内側に全体として横断面が概略円
形となるように多数の横断面概略方形の燃料集合体を配
置して構成した沸騰水型原子炉の炉心の運転方法におい
て、前記炉心外周部に配置された燃料集合体のうち、前
記シュラウドあるいは圧力容器に近接する燃料集合体に
近い少なくとも一つの制御棒を、運転中に少なくとも全
長の２／３以上炉心に挿入するようにしたことを特徴と
するものである。

【００３３】

【作用】本発明による第一の沸騰水型原子炉の炉心によ
れば、炉心外周部の燃料集合体のうち、シュラウドや圧
力容器に近接する位置に、出力および高速中性子の放出
率が低い天然ウラン等の燃料からなる燃料集合体を配置
しているので、シュラウドや圧力容器への局所的な高速
中性子照射量の最大値を低減でき、シュラウド等の局部
的な高速中性子照射による脆化を抑制することができ
る。

【００３４】本発明による第二の沸騰水型原子炉の炉心
によれば、炉心外周部の燃料集合体のうち、シュラウド
や圧力容器に近接する位置に、燃料棒の本数が少ない燃
料集合体を配置しているので、炉心のその位置における
高速中性子の放射が少なく、第一の沸騰水型原子炉の炉
心同様にシュラウド等の局部的な高速中性子照射による
脆化を抑制することができる。

【００３５】本発明による第三の沸騰水型原子炉の炉心
によれば、炉心外周部の燃料集合体のうち、シュラウド
や圧力容器に近接する位置に、複数の原子炉運転サイク
ルにわたって中性子吸収能力を持続する中性子吸収材を
有する燃料集合体を配置しているので、この中性子吸収
材が複数サイクルを通じて高速中性子を吸収し、その結
果、炉心のその位置における高速中性子の放射が少な
く、第一の沸騰水型原子炉の炉心同様にシュラウド等の
局部的な高速中性子照射による脆化を抑制することがで
きる。

【００３６】本発明による第四の沸騰水型原子炉の炉心
によれば、炉心外周部の燃料集合体のうち、シュラウド
や圧力容器に近接する位置に、プルトニウム２３９と２
４１の含有量を抑制した超ウラン元素が含む燃料集合体
を配置しているので、この燃料集合体の超ウラン元素が
複数の運転サイクルにわたって持続的に高速中性子を吸
収することができる。これにより、炉心のその位置にお
ける高速中性子の放射が少なく、第一の沸騰水型原子炉
の炉心同様にシュラウド等の局部的な高速中性子照射に
よる脆化を抑制することができる。

【００３７】本発明による第五の沸騰水型原子炉の炉心
によれば、炉心外周部の燃料集合体のうち、シュラウド
や圧力容器に近接する位置に、プルトニウムを含有しな
いウラン燃料集合体あるいはプルトニウムの含有量が少
ないＭＯＸ燃料集合体を配置しているので、ウランより
プルトニウムの方が高エネルギーの高速中性子を放出す
ることから、炉心の上記位置近傍のシュラウド等の脆化
の進行が遅くなり、第一の沸騰水型原子炉の炉心同様に
シュラウド等の局部的な高速中性子照射による脆化を抑
制することができる。

【００３８】本発明による第六の沸騰水型原子炉の炉心
によれば、炉心外周部の燃料集合体のうち、シュラウド
や圧力容器に近接する位置に、他の炉心外周部の燃料集
合体より冷却材流量を大きくした燃料集合体を配置して
いる。冷却材の流量が大きいと、冷却材のボイドの割合
が低下し、中性子を減速する効果が大きくなる。すなわ
ち、冷却材の流量を大きくした燃料集合体では、高速中
性子が減速され、その結果、炉心のその位置における高
速中性子の放射が少なく、第一の沸騰水型原子炉の炉心
同様にシュラウド等の局部的な高速中性子照射による脆
化を抑制することができる。

【００３９】本発明の沸騰水型原子炉の運転方法によれ
ば、炉心外周部に配置された燃料集合体のうち、前記シ
ュラウドあるいは圧力容器に近接する燃料集合体に近い
少なくとも一つの制御棒を、運転中に少なくとも全長の
２／３以上炉心に挿入するので、挿入された制御棒によ
って高速中性子が吸収され、その結果、第一の沸騰水型
原子炉の炉心同様にシュラウド等の局部的な高速中性子
照射による脆化を抑制することができる。

【００４０】

【実施例】以下本発明に係る実施例を図面を参照して説
明する。図１は本発明による第一の沸騰水型原子炉の炉
心の横断面を示している。この沸騰水型原子炉は従来の
沸騰水型原子炉とほぼ同一の構成を有している。図１に
おいて、圧力容器１の内側にシュラウド２が同心的に配
設され、このシュラウド２の内側に全体として横断面ほ
ぼ円形の炉心３が配置されている。

【００４１】炉心３は多数の横断面方形の燃料集合体４
によって構成されている。炉心３の中央部および一部の
外周部では、燃料集合体４が４本一組となって支持さ
れ、その中央部の間隙に十字型の制御棒５が挿入される
ように構成されている。制御棒５は、図において十字状
の記号で表されている。燃料集合体４と制御棒５の具体
的構成は従来の原子炉と同一である。

【００４２】本発明による第一の沸騰水型原子炉は、炉
心３外周部の燃料集合体４のうち、圧力容器１やシュラ
ウド２に近接した燃料集合体４の燃料に、高速中性子の
放射量が少ない天然ウランや、ウラン（Ｕ）２３５が
１．５重量パーセント（ｗｔ％）以下の再処理回収ウラ
ンや、トリウム（Ｔｈ）あるいはウラン濃縮の際に大量
に生成される減損ウランを使用するものである。

【００４３】図１では、上記燃料に天然ウラン等を使用
した燃料集合体４に符号ｓを付して示しており、炉心の
第一象限Ｉには炉心の４分の１あたり上記天然ウラン等
を使用した燃料集合体４が４本、第二象限IIには炉心の
４分の１あたり上記天然ウラン等を使用した燃料集合体
４が８本、第三象限III には炉心の４分の１あたり上記
天然ウラン等を使用した燃料集合体４が１２本ある場合
の配置例を示している。第四象限IVには上記天然ウラン
等を使用した燃料集合体がない場合の従来の炉心を示し
ている。

【００４４】符号ｓを付した燃料集合体４は、原則とし
て炉心内部へは移動されず、図示の位置で複数の運転サ
イクル使用された後に使用済燃料となる。

【００４５】符号ｓを付した燃料集合体４は、他の燃料
集合体４に比べてウランの初期濃縮度が大幅に低いた
め、一燃料集合体あたりの出力は大幅に低い。従って高
速中性子束レベルが相対的に低く、シュラウド２や圧力
容器１への高速中性子照射量の局所的最大値が低減され
る。これによってシュラウド２や圧力容器１の局部的な
脆化の進行が抑制され、全体として寿命が長い沸騰水型
原子炉を得ることができる。

【００４６】ただし、上記出力が低い燃料集合体４の数
が多いと、他の燃料集合体４の出力の負担が増大するた
め、シュラウド２や圧力容器１の健全性向上と原子炉の
寿命延長等のメリットと燃料の出力増大によるデメリッ
トとのバランスから本数等の最適条件が決定される。

【００４７】なお、上記天然ウラン等を使用した燃料集
合体４は高速中性子の照射を受けると、ウラン２３５の
減損よりプルトニウムあるいはトリウム２３３の生成が
速い場合があり、これによって上記天然ウラン等を使用
した燃料集合体４は燃料の健全性が確保される限り、き
わめて長期間使用することができる。

【００４８】また、上記天然ウラン等を使用した燃料集
合体４は、通常の燃料集合体４に比べて無限媒質におけ
る増倍率が低いという問題があるが、これら天然ウラン
等を使用した燃料集合体４は炉心外周部に配置されてい
るので、炉心全体の無限媒質における増倍率の低下を招
くことはない。

【００４９】次に本発明による第二の沸騰水型原子炉の
炉心について説明する。本発明の第二の沸騰水型の炉心
は、炉心外周部に配置された燃料集合体のうち圧力容器
やシュラウドに近接する燃料集合体の燃料棒の本数を少
なくしたものである。

【００５０】燃料棒の本数を少なくした燃料集合体の配
置は、第一の沸騰水型原子炉の炉心における天然ウラン
等からなる燃料集合体の配置と同様であり、図１の符号
ｓを付した燃料集合体のように配置することができる。

【００５１】燃料棒を少なくした燃料集合体は、たとえ
ば他の燃料集合体が９行９列の燃料棒を内包するのに対
して８行８列の燃料棒を内包するようにすることができ
る。この燃料棒の本数の組み合わせは無数にあり、原子
力プラントの特性と時代の要請によって適宜選定され
る。

【００５２】燃料棒の本数が相対的に少い燃料集合体
は、一般に出力が低下するため高速中性子束レベルが低
くなる。また、燃料棒の本数が少ないため、冷却材のボ
イドの割合も低くなり、これによって冷却材の高速中性
子の減速特性が向上する。このことはさらに高速中性子
束レベルの低下に寄与する。

【００５３】炉心外周部の燃料集合体のうち、圧力容器
やシュラウドに近接する燃料集合体に上記燃料棒の本数
が少ない燃料集合体を配置することにより、圧力容器や
シュラウドへの高速中性子の局所的な照射量の最大値が
低減され、圧力容器やシュラウドの局部的な脆化が抑制
され、全体として寿命の長い沸騰水型原子炉を得ること
ができる。

【００５４】この燃料棒が少ない燃料集合体は、複数の
原子炉の運転サイクルを通じて炉心内部には移動され
ず、複数サイクル使用された後に使用済み燃料とされ
る。

【００５５】次に本発明による第三の沸騰水型原子炉の
炉心について説明する。本発明の第三の沸騰水型原子炉
の炉心は、炉心外周部に配置された燃料集合体のうち、
圧力容器やシュラウドに近接する燃料集合体に複数の運
転サイクルを通じて中性子吸収能力を持続する中性子吸
収材を使用するものである。

【００５６】複数の原子炉運転サイクルにわたって中性
子吸収能力を持続する燃料集合体の配置は、第一の沸騰
水型原子炉の炉心における天然ウラン等からなる燃料集
合体の配置と同様であり、図１の符号ｓを付した燃料集
合体のように配置することができる。

【００５７】中性子吸収能力を持続する燃料集合体（符
号ｓを付した燃料集合体）については、中性子吸収材の
濃度と物質が適当に選定される。たとえば、現在よく使
用されるＵＯ2 −Ｇｄ2 Ｏ3 燃料ペレットでは、ペレッ
ト全体に占めるガドリニア（Ｇｄ2 Ｏ3 ）添加燃料の重
量パーセント（ｗｔ％）が、少なくとも５ｗｔ％、通常
１０ｗｔ％前後とすることができる。

【００５８】上記数字は天然ガドリウムＧｄを使用した
場合であるので、Ｇｄ−１５５やＧｄ−１５７を濃縮し
たものであれば、ガドリニア（Ｇｄ2 Ｏ3 ）の重量パー
セントを下げることができる。あるいは、同一重量パー
セントのガドリニア（Ｇｄ2Ｏ3 ）によって、長い期間
中性子吸収能力を持続する燃料集合体を得ることができ
る。

【００５９】ガドリニアＧｄ2 Ｏ3 単独の場合の他に、
希土類元素であるユーロピウム（Ｅｕ）の酸化物Ｅｕ2
Ｏ3 や、ディスプロシウム（Ｄｙ）の酸化物Ｄｙ2 Ｏ3
などをＵＯ2 と混合したり、ガドリニアＧｄ2 Ｏ3 とこ
れら希土類酸化物と混合してＵＯ2 と混合することも可
能である。

【００６０】上記複数の原子炉運転サイクルを通して中
性子吸収能力を持続する燃料集合体は、圧力容器やシュ
ラウドに近接する位置に複数の原子炉運転サイクル中配
置され、高速中性子を吸収し続ける。これによって、そ
の位置における圧力容器やシュラウドへの高速中性子束
の照射レベルが抑制され、圧力容器やシュラウドの局部
的な脆化が抑制される。

【００６１】次に本発明による第四の沸騰水型原子炉の
炉心について説明する。本発明の第四の沸騰水型原子炉
の炉心は、炉心外周部に配置された燃料集合体のうち、
シュラウドあるいは圧力容器に近接する位置にプルトニ
ウム２３９とプルトニウム２４１の含有量を抑制した超
ウラン元素（ＴＲＵ）を含有する燃料集合体を配置する
ものである。

【００６２】上記超ウラン元素（ＴＲＵ）を含有する燃
料集合体は、たとえば図１の符号ｓを付した燃料集合体
の位置に配置することができる。

【００６３】上記超ウラン元素（ＴＲＵ）は、プルトニ
ウム（Ｐｕ）２３９やプルトニウム（Ｐｕ）２４１の含
有量を少なくしたアメリシウム（Ａｕ）を主体としたも
のである。これら超ウラン元素（ＴＲＵ）は、ＵＯ2 や
トリウム（Ｔｈ）酸化物（ＴｈＯ2 ）と混合して使用す
ることができる。超ウラン元素（ＴＲＵ）核種の大部分
のものは、中性子吸収特性が著しく大きいことがよく知
られており、１運転サイクル程度の中性子照射を受けて
も中性子吸収能力が大幅に低下することがない。さら
に、超ウラン元素（ＴＲＵ）核種には、中性子吸収後核
分裂性核種に変換するものもある。

【００６４】従って、超ウラン元素（ＴＲＵ）を含む燃
料集合体を図１の符号ｓを付した位置に複数の原子炉運
転サイクルにわたって配置すれば、出力を適宜に抑制し
ながら核分裂を継続させ、圧力容器やシュラウドへの局
所的な高速中性子照射レベルの最大値を抑制することが
できる。

【００６５】次に本発明による第五の沸騰水型原子炉の
炉心について説明する。本発明の第五の沸騰水型原子炉
の炉心は、シュラウドあるいは圧力容器に近接する位置
に、プルトニウム添加燃料を含有しない、あるいはプル
トニウム添加量が少ない燃料集合体を配置するものであ
る。

【００６６】この炉心は、ウランからなるウラン燃料集
合体とプルトニウムとウランとを混合したＭＯＸ燃料集
合体とを規則的に配置したものであり、シュラウドある
いは圧力容器に近接する位置に、ウラン燃料集合体ある
いはプルトニウムの濃度が低いＭＯＸ燃料集合体を配置
している。

【００６７】一般に核分裂で放出される中性子のエネル
ギーは、ウランよりプルトニウムの方が高いことが知ら
れている。たとえば、文献ＡＮＬー５８００（１９６
１，ｐ．１３）には、核分裂中性子の平均エネルギーは
Ｕ−２３５の場合には１．９３５±０．０５ＭｅＶ、Ｐ
ｕ−２３９の場合には、２．００±０．０５ＭｅＶであ
ることが記されている。

【００６８】一方、中性子減速材である水素の全断面積
は、約０．０１ＭｅＶ以下の中性子に対してはほぼ一定
であるが、中性子エネルギーが高くなるにつれて小さく
なって行くことが知られている（ＢＮＬ−３２５、２ｎ
ｄｅｄ．によると０．１ＭｅＶで１３バーン、１．０
ＭｅＶで４．２バーン、２．０ＭｅＶで２．９バーン、
３．０ＭｅＶで２．３バーン等）。

【００６９】従って、高速中性子のエネルギーが高いほ
ど核分裂で放出された高速中性子は遠方まで透過し、圧
力容器やシュラウドに到達し易くなる。本発明の第五の
沸騰水型原子炉の炉心は、上記高速中性子の性質に基づ
いて圧力容器やシュラウドから遠い位置にプルトニウム
添加量が多いＭＯＸ燃料集合体を配置し、圧力容器やシ
ュラウドに近接する位置にウラン燃料集合体やプルトニ
ウム添加量が少ないＭＯＸ燃料集合体を配置したもので
ある。これにより、圧力容器やシュラウドへの局所的な
高速中性子束照射の最大値が抑制され、極度な局部的脆
化の進行が防止される。

【００７０】次に本発明による第六の沸騰水型原子炉の
炉心について説明する。本発明の第六の沸騰水型原子炉
の炉心は、炉心外周部に配置された燃料集合体のうち、
シュラウドあるいは圧力容器に近接する燃料集合体につ
いて、他の外周部燃料集合体と比べて冷却材の流量が大
きくなるように構成したものである。

【００７１】従来から、図２に斜線を付して示した炉心
３外周部の燃料集合体４ｂは、反応を抑制するために炉
心３中央部の燃料集合体４ａと比べて冷却材流量が少な
くなるように設定されている。本発明の第六の沸騰水型
原子炉の炉心は、炉心外周部の燃料集合体４ｂのうち、
圧力容器１やシュラウド２に近接する燃料集合体４ｃ
（符号ｓを付して示している）の冷却材流量を他の外周
部燃料集合体４ｂと比べて冷却材流量が大きくなるよう
に構成している。

【００７２】図２の第一象限Ｉは、一象限２３本ある外
周部燃料集合体４ｂのうち４本について、第二象限IIは
８本について、第三象眼III は１２本について冷却材流
量を大きくしている場合の配置例を示している。第四象
限IVは、従来の沸騰水型原子炉の炉心を示している。

【００７３】冷却材流量を大きくすると、冷却材のボイ
ドの割合が低下し、冷却材の減速効果が大きくなって熱
中性子束レベルと出力が増大する。熱中性子レベルと出
力が増大すると、高速中性子束レベルが低下する。した
がって、圧力容器１やシュラウド２に近接する燃料集合
体４ｃの冷却材流量を大きくすると、圧力容器１やシュ
ラウド２への局所的な高速中性子束の照射レベルの最大
値が抑制され、局部的な脆化の進行が防止される。

【００７４】圧力容器やシュラウドに近接する炉心外周
部の燃料集合体の冷却材流量を上げることは、全炉心の
冷却材流量が一定の場合には、他の燃料集合体の冷却材
流量が若干減少し、熱的余裕を減少させることとなる。
このため、上記一部の燃料集合体の冷却材流量の増加
は、プラント特性および燃料特性を考慮して最適条件を
選定しなければならない。

【００７５】炉心外周部の燃料集合体の冷却材流量を上
昇させるには、周辺部の燃料支持金具（着脱自在）のオ
リフィス等の流量制限手段を交換あるいは調整するよっ
て容易に実施できる。

【００７６】次に本発明による沸騰水型原子炉の運転方
法について説明する。この沸騰水型原子炉の運転方法
は、炉心外周部に配置された燃料集合体のうち、シュラ
ウドあるいは圧力容器に近接する燃料集合体に近い少な
くとも一つの制御棒を、運転中に少なくとも全長の２／
３以上炉心に挿入するようにしたものである。

【００７７】図３は、上記本発明の沸騰水型原子炉の運
転方法を説明するものである。図３において、記号〇を
付した制御棒５ａは、運転サイクルの大部分の期間、少
なくとも全長の約２／３以上炉心に挿入する制御棒を示
している。この制御棒５ａは、圧力容器１やシュラウド
２に近接する燃料集合体４の近傍に位置しており、これ
を炉心３に深く挿入して運転することにより、圧力容器
１等に近接する燃料集合体４の出力が大幅に低減し、高
速中性子の放出率が低下する。これによって、圧力容器
１やシュラウド２への局所的な高速中性子束の最大値が
抑制される。

【００７８】図３において、第一象眼Ｉは一象限あたり
２本の制御棒５ａが運転中炉心３に深く挿入される場合
を示している。符号ｓを付した燃料集合体４ｓは本願の
他の発明による燃料集合体を示しており、制御棒５ａと
組み合わされて使用される。

【００７９】第二象眼IIは、一象限あたり５本の制御棒
５ａを炉心３に深く挿入して運転する場合を示してい
る。この場合、高速中性子の制御が十分期待できるの
で、本願の他の発明と組み合わせてはいない。

【００８０】第三象限III は、一象限あたり７本の制御
棒５ａを炉心３に深く挿入して運転する場合を示してい
る。この場合制御棒５ａによる高速中性子の抑制効果は
十分であるが、この場合でも本願の他の発明による燃料
集合体４ｓと組み合わせることは可能であり、第三象限
III はこの組合せ例を示している。

【００８１】図３の第四象限IVは、従来の炉心あるいは
その運転方法を示している。

【００８２】なお、この原子炉の運転方法に使用するこ
れらの制御棒５ａは、ハフニウム（Ｈｆ）などの長寿命
の中性子吸収材を用いたものが望ましい。それらの制御
棒５ａは既に多種多様の構成が既に公知化されているの
で、ここでは説明を省略する。

【００８３】以上の諸説明では従来の１１０万ＫＷプラ
ントの炉心の水平断面図を用いたが、本願がそれに限定
されないのは当然である。

【００８４】また、上記本願の各発明は単独でそれぞれ
発明を構成するが、自由に組み合わされても良いことは
明かである。

【００８５】また、一般に溶接部は高速中性子照射によ
って脆化し易いため、本発明を圧力容器等の炉心外周構
造物の溶接部に対して実施するようにすることもでき
る。

【００８６】

【発明の効果】以上の説明から明らかなように、本発明
は炉心外周部の燃料集合体のうち、圧力容器やシュラウ
ドに近接する燃料集合体について、高速中性子放射が少
ない天然ウラン等の使用、燃料棒の本数の低減、中性子
吸収能力が持続する中性子吸収材の使用、超ウラン元素
の使用、プルトニウム添加量の減少、冷却材流量の増
加、あるいは制御棒の挿入等の諸手段を施すことによ
り、圧力容器やシュラウドへの局所的な高速中性子照射
の最大値で決まる高速中性子照射脆化の問題が大幅に軽
減され、交換不可能または交換が極めて困難な圧力容器
やシュラウド等の炉心外周構造物の健全性劣化速度を抑
制することができる。

【００８７】この結果、原子炉の健全性が向上するとと
もに、長寿命化がはかられ、健全性を確保したまま長寿
命の沸騰水型原子炉を得ることができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明による第一ないし第五の沸騰水型原子炉
の炉心の実施例を説明した炉心の断面図。

【図２】本発明による第六の沸騰水型原子炉の炉心の実
施例を説明した炉心の断面図。

【図３】本発明による沸騰水型原子炉の運転方法の実施
例を説明した炉心の断面図。

【図４】従来の沸騰水型原子炉の炉心の断面図。

【図５】沸騰水型原子炉の圧力容器内の下部構造の主要
部を示した斜視図。

【図６】沸騰水型原子炉の燃料集合体の内部構造を示し
た縦断面図。

【図７】沸騰水型原子炉用の十字型制御棒の斜視図。

【図８】沸騰水型原子炉の中心部燃料支持金具を示した
図。

【図９】沸騰水型原子炉の周辺部燃料支持金具を示した
図。

【図１０】炉心の外周部の高速中性子束の周方向の相対
分布を示したグラフ。

【符号の説明】

１圧力容器２シュラウド３炉心４燃料集合体５制御棒

フロントページの続き (72)発明者中井優神奈川県川崎市幸区小向東芝町１株式会社東芝研究開発センター内

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】圧力容器の内側にシュラウドをほぼ同心的
に配置し、このシュラウドの内側に全体として横断面が
概略円形となるように多数の横断面概略方形の燃料集合
体を配置して構成した沸騰水型原子炉の炉心において、前記炉心外周部に配置された燃料集合体のうち、前記シ
ュラウドあるいは圧力容器に近接する燃料集合体は、天
然ウラン、回収ウラン、トリウムあるいは減損ウランの
いずれかからなることを特徴とする沸騰水型原子炉の炉
心。
【請求項２】圧力容器の内側にシュラウドをほぼ同心的
に配置し、このシュラウドの内側に全体として横断面が
概略円形となるように多数の横断面概略方形の燃料集合
体を配置して構成した沸騰水型原子炉の炉心において、前記炉心外周部に配置された燃料集合体のうち、前記シ
ュラウドあるいは圧力容器に近接する燃料集合体は、少
ない本数の燃料棒を内包していることを特徴とする沸騰
水型原子炉の炉心。
【請求項３】圧力容器の内側にシュラウドをほぼ同心的
に配置し、このシュラウドの内側に全体として横断面が
概略円形となるように多数の横断面概略方形の燃料集合
体を配置して構成した沸騰水型原子炉の炉心において、前記炉心外周部に配置された燃料集合体のうち、前記シ
ュラウドあるいは圧力容器に近接する燃料集合体は、燃
料棒中に複数の原子炉運転サイクルにわたって中性子吸
収能力を持続する中性子吸収物質を有し、複数の原子炉
の運転サイクルにわたってシュラウドあるいは圧力容器
に近接する位置に配置されていることを特徴とする沸騰
水型原子炉の炉心。
【請求項４】圧力容器の内側にシュラウドをほぼ同心的
に配置し、このシュラウドの内側に全体として横断面が
概略円形となるように多数の横断面概略方形の燃料集合
体を配置して構成した沸騰水型原子炉の炉心において、前記炉心外周部に配置された燃料集合体のうち、前記シ
ュラウドあるいは圧力容器に近接する燃料集合体は、プ
ルトニウム２３９とプルトニウム２４１の含有量を抑制
した超ウラン元素を含んでいることを特徴とする沸騰水
型原子炉の炉心。
【請求項５】圧力容器の内側にシュラウドをほぼ同心的
に配置し、このシュラウドの内側に全体として横断面が
概略円形となるように多数の横断面概略方形の燃料集合
体を配置して構成した沸騰水型原子炉の炉心において、前記炉心は、ウランからなるウラン燃料集合体とプルト
ニウムとウランとを混合したＭＯＸ燃料集合体とを規則
的に配置して構成され、前記シュラウドあるいは圧力容
器に近接する前記燃料集合体は、ウラン燃料集合体ある
いはプルトニウムの濃度が低いＭＯＸ燃料集合体からな
ることを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。
【請求項６】圧力容器の内側にシュラウドをほぼ同心的
に配置し、このシュラウドの内側に全体として横断面が
概略円形となるように多数の横断面概略方形の燃料集合
体を配置して構成した沸騰水型原子炉の炉心において、前記炉心外周部に配置された燃料集合体のうち、前記シ
ュラウドあるいは圧力容器に近接する燃料集合体は、他
の外周部燃料集合体と比べて冷却材の流量が大きくなる
ように構成されていることを特徴とする沸騰水型原子炉
の炉心。
【請求項７】圧力容器の内側にシュラウドをほぼ同心的
に配置し、このシュラウドの内側に全体として横断面が
概略円形となるように多数の横断面概略方形の燃料集合
体を配置して構成した沸騰水型原子炉の炉心の運転方法
において、前記炉心外周部に配置された燃料集合体のうち、前記シ
ュラウドあるいは圧力容器に近接する燃料集合体に近い
少なくとも一つの制御棒を、運転中に少なくとも全長の
２／３以上炉心に挿入するようにしたことを特徴とする
沸騰水型原子炉の運転方法。