JPH09304572A - 燃料装荷方法 - Google Patents
燃料装荷方法Info
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- JPH09304572A JPH09304572A JP8124349A JP12434996A JPH09304572A JP H09304572 A JPH09304572 A JP H09304572A JP 8124349 A JP8124349 A JP 8124349A JP 12434996 A JP12434996 A JP 12434996A JP H09304572 A JPH09304572 A JP H09304572A
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
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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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- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】本発明の目的は、初装荷燃料の取出燃焼度を十
分に増加でき、且つ取替燃料の取替体数を十分に低減で
きる燃料装荷方法を提供することにある。 【解決手段】本方法では、原子炉は燃料取替無しで第２
サイクルまで運転される。低濃縮度燃料は、第２サイク
ル終了時及び第３サイクル終了時に炉心から取り出され
る。また、取替燃料よりも平均濃縮度が高い高濃縮度燃
料は、第３サイクル終了時に炉心から取り出され、第５
サイクル終了時に再装荷される。
分に増加でき、且つ取替燃料の取替体数を十分に低減で
きる燃料装荷方法を提供することにある。 【解決手段】本方法では、原子炉は燃料取替無しで第２
サイクルまで運転される。低濃縮度燃料は、第２サイク
ル終了時及び第３サイクル終了時に炉心から取り出され
る。また、取替燃料よりも平均濃縮度が高い高濃縮度燃
料は、第３サイクル終了時に炉心から取り出され、第５
サイクル終了時に再装荷される。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は原子炉への核燃料集
合体の装荷方法に係わり、特に沸騰水型原子炉に用いる
のに好適な燃料装荷方法に関する。
合体の装荷方法に係わり、特に沸騰水型原子炉に用いる
のに好適な燃料装荷方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子炉の建設後、最初に炉心に
装荷される燃料集合体は初装荷燃料集合体（以下、初装
荷燃料という）と呼ばれ、この初装荷燃料で構成された
炉心は初装荷炉心と呼ばれる。
装荷される燃料集合体は初装荷燃料集合体（以下、初装
荷燃料という）と呼ばれ、この初装荷燃料で構成された
炉心は初装荷炉心と呼ばれる。
【０００３】一般に、初装荷炉心では、初装荷燃料の一
部が第１運転サイクル（以下、サイクルと略す）の運転
終了後に炉心から取り出され、新しい取替燃料集合体
（以下、取替燃料という）と交換される。第１サイクル
で取り出される燃料集合体は他の燃料集合体に比べて燃
焼度が低く、発生エネルギーが少ない。
部が第１運転サイクル（以下、サイクルと略す）の運転
終了後に炉心から取り出され、新しい取替燃料集合体
（以下、取替燃料という）と交換される。第１サイクル
で取り出される燃料集合体は他の燃料集合体に比べて燃
焼度が低く、発生エネルギーが少ない。
【０００４】従来の初装荷炉心としては、特開平5−249
270 号公報に、平均濃縮度が３.４ｗｔ％の高濃縮度燃
料集合体(以下、高濃縮度燃料という）、２.３ｗｔ％の
中濃縮度燃料集合体(以下、中濃縮度燃料という）、及
び１.１ｗｔ％の低濃縮度燃料集合体（以下、低濃縮度
燃料という）で構成した炉心が記載されている。同公報
には、核分裂性物質の有効活用を図るために、平均濃縮
度の低い燃料集合体ほど早い時期に炉心から取り出し、
平均濃縮度の高い燃料集合体ほど長い間炉心に装荷して
おくことも記載されている。
270 号公報に、平均濃縮度が３.４ｗｔ％の高濃縮度燃
料集合体(以下、高濃縮度燃料という）、２.３ｗｔ％の
中濃縮度燃料集合体(以下、中濃縮度燃料という）、及
び１.１ｗｔ％の低濃縮度燃料集合体（以下、低濃縮度
燃料という）で構成した炉心が記載されている。同公報
には、核分裂性物質の有効活用を図るために、平均濃縮
度の低い燃料集合体ほど早い時期に炉心から取り出し、
平均濃縮度の高い燃料集合体ほど長い間炉心に装荷して
おくことも記載されている。
【０００５】また、初装荷炉心の燃料経済性を向上する
ための従来技術として、特開昭61−165682号公報に、初
装荷炉心を構成する燃料集合体の中で平均濃縮度が最高
の高濃縮度燃料の数を平衡炉心の取替燃料の数よりも多
くすることによって、第１サイクルの起動試験による燃
焼度の増加分を補う技術が記載されている。この従来技
術では、初装荷の高濃縮度燃料の平均濃縮度は取替燃料
と同じである。
ための従来技術として、特開昭61−165682号公報に、初
装荷炉心を構成する燃料集合体の中で平均濃縮度が最高
の高濃縮度燃料の数を平衡炉心の取替燃料の数よりも多
くすることによって、第１サイクルの起動試験による燃
焼度の増加分を補う技術が記載されている。この従来技
術では、初装荷の高濃縮度燃料の平均濃縮度は取替燃料
と同じである。
【０００６】また、特開平7−244184号公報に、初装荷
の高濃縮度燃料の平均濃縮度を取替燃料よりも高くする
ことにより、初装荷炉心の燃料経済性を向上する技術が
記載されている。しかし、初装荷の高濃縮度燃料の一部
は、多くの核分裂性物質を残したまま第３サイクル終了
時に炉心から取り出されるので、初装荷燃料の取出燃焼
度を増加させる効果は十分ではなかった。
の高濃縮度燃料の平均濃縮度を取替燃料よりも高くする
ことにより、初装荷炉心の燃料経済性を向上する技術が
記載されている。しかし、初装荷の高濃縮度燃料の一部
は、多くの核分裂性物質を残したまま第３サイクル終了
時に炉心から取り出されるので、初装荷燃料の取出燃焼
度を増加させる効果は十分ではなかった。
【０００７】また、特開平3−214097 号公報に、初装荷
燃料の取出燃焼度を増加させ取替燃料の取替体数を低減
するために、少なくとも第２サイクル終了後に炉心から
取り出された初装荷燃料を、第３サイクル終了後以降の
燃料交換時に、再び炉心に装荷する（再装荷）技術が記
載されている。
燃料の取出燃焼度を増加させ取替燃料の取替体数を低減
するために、少なくとも第２サイクル終了後に炉心から
取り出された初装荷燃料を、第３サイクル終了後以降の
燃料交換時に、再び炉心に装荷する（再装荷）技術が記
載されている。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】特開平3−214097 号公
報に記載されている従来技術では、初装荷燃料の平均濃
縮度が取替燃料と比べて同じか又は低いため、再装荷さ
れた初装荷燃料から取り出せる燃焼度を余り高くできな
い。従って、初装荷燃料の取出燃焼度を増加し取替燃料
の取替体数を低減する効果は不十分であった。
報に記載されている従来技術では、初装荷燃料の平均濃
縮度が取替燃料と比べて同じか又は低いため、再装荷さ
れた初装荷燃料から取り出せる燃焼度を余り高くできな
い。従って、初装荷燃料の取出燃焼度を増加し取替燃料
の取替体数を低減する効果は不十分であった。
【０００９】本発明の目的は、初装荷燃料の取出燃焼度
を十分に増加でき、且つ取替燃料の取替体数を十分に低
減できる燃料装荷方法を提供することにある。
を十分に増加でき、且つ取替燃料の取替体数を十分に低
減できる燃料装荷方法を提供することにある。
【００１０】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明は、初装荷時に、核燃料物質が充填され平均
濃縮度が異なる少なくとも２種類の燃料集合体を炉心に
装荷する燃料装荷方法において、初装荷時に炉心に装荷
された燃料集合体のうち取替燃料よりも平均濃縮度が高
い燃料集合体を、３サイクルの間炉心で燃焼させた後に
炉心から取り出し、その後１サイクル以上経過後に、再
び炉心に装荷する。
に、本発明は、初装荷時に、核燃料物質が充填され平均
濃縮度が異なる少なくとも２種類の燃料集合体を炉心に
装荷する燃料装荷方法において、初装荷時に炉心に装荷
された燃料集合体のうち取替燃料よりも平均濃縮度が高
い燃料集合体を、３サイクルの間炉心で燃焼させた後に
炉心から取り出し、その後１サイクル以上経過後に、再
び炉心に装荷する。
【００１１】好ましくは、前記炉心から取り出された燃
料集合体は、その後２運転サイクル経過後に再び炉心に
装荷される。
料集合体は、その後２運転サイクル経過後に再び炉心に
装荷される。
【００１２】本発明によれば、第３サイクル終了後に炉
心から取り出された高濃縮度燃料は、通常４〜５サイク
ルの間燃焼する取替燃料に比べて濃縮度が高く、且つ燃
焼期間が短く燃焼度が低いため、多くの核分裂性物質が
残留することになる。従って、この高濃縮度燃料を、そ
の後１サイクル以上経過後に再び炉心に装荷することに
より、初装荷燃料の取出燃焼度の増加を十分に図ること
ができ、これに伴って取替燃料の取替体数の低減も十分
に図ることができる。
心から取り出された高濃縮度燃料は、通常４〜５サイク
ルの間燃焼する取替燃料に比べて濃縮度が高く、且つ燃
焼期間が短く燃焼度が低いため、多くの核分裂性物質が
残留することになる。従って、この高濃縮度燃料を、そ
の後１サイクル以上経過後に再び炉心に装荷することに
より、初装荷燃料の取出燃焼度の増加を十分に図ること
ができ、これに伴って取替燃料の取替体数の低減も十分
に図ることができる。
【００１３】また、サイクルが進むにつれて燃焼度は増
加するため、第４サイクル終了時に比べて、第５サイク
ル終了時の方が、再装荷される高濃縮度燃料とその替わ
りに取り出される高濃縮度燃料の燃焼度差が大きくな
る。従って、第５サイクル終了時に高濃縮度燃料を再装
荷する方が、取替燃料の取替体数の低減効果が大きくな
る。
加するため、第４サイクル終了時に比べて、第５サイク
ル終了時の方が、再装荷される高濃縮度燃料とその替わ
りに取り出される高濃縮度燃料の燃焼度差が大きくな
る。従って、第５サイクル終了時に高濃縮度燃料を再装
荷する方が、取替燃料の取替体数の低減効果が大きくな
る。
【００１４】
【発明の実施の形態】以下、本発明の実施例を図面を用
いて説明する。
いて説明する。
【００１５】本発明による原子炉炉心への燃料装荷方法
を図１に示す。本方法では、原子炉は燃料取替無しで第
２サイクルまで運転される。低濃縮度燃料は、第２サイ
クル終了時及び第３サイクル終了時に炉心から取り出さ
れる。また、取替燃料よりも平均濃縮度が高い高濃縮度
燃料は、第３サイクル終了時に炉心から取り出され、第
５サイクル終了時に再装荷される。以下、図１の燃料装
荷方法を第１ステップから順に説明する。
を図１に示す。本方法では、原子炉は燃料取替無しで第
２サイクルまで運転される。低濃縮度燃料は、第２サイ
クル終了時及び第３サイクル終了時に炉心から取り出さ
れる。また、取替燃料よりも平均濃縮度が高い高濃縮度
燃料は、第３サイクル終了時に炉心から取り出され、第
５サイクル終了時に再装荷される。以下、図１の燃料装
荷方法を第１ステップから順に説明する。
【００１６】本方法の第１ステップでは、原子炉炉心に
新しい燃料集合体を装荷して初装荷炉心を構成する。こ
の第１ステップで構成される初装荷炉心を図２に示す。
図２は、本初装荷炉心の１／４横断面を示す図である。
本初装荷炉心は、電気出力が１３５万ｋＷ、一つの運転
サイクルの期間が１３ヶ月という条件を想定したもので
ある。また、第１サイクルの運転開始前に実施される起
動試験の期間は、燃焼度で表すと２ＧＷｄ／ｔを想定し
ている。
新しい燃料集合体を装荷して初装荷炉心を構成する。こ
の第１ステップで構成される初装荷炉心を図２に示す。
図２は、本初装荷炉心の１／４横断面を示す図である。
本初装荷炉心は、電気出力が１３５万ｋＷ、一つの運転
サイクルの期間が１３ヶ月という条件を想定したもので
ある。また、第１サイクルの運転開始前に実施される起
動試験の期間は、燃焼度で表すと２ＧＷｄ／ｔを想定し
ている。
【００１７】図２の炉心は、６６４体の平均濃縮度が
４.１ｗｔ％ の高濃縮度燃料６と、２０８体の平均濃縮
度が１.５ｗｔ％ の低濃縮度燃料５とで構成されてお
り、全燃料集合体の数は８７２体である。低濃縮度燃料
５は炉心の最外層及びコントロールセル１０（２９個、
太枠で表示）に装荷され、高濃縮度燃料６はこれらの領
域を除く領域に装荷されている。コントロールセル１０
は、原子炉の運転中に炉心に挿入される制御棒を囲む４
つの燃料集合体で構成されている。本構成による炉心の
平均濃縮度は約３.５ｗｔ％である。
４.１ｗｔ％ の高濃縮度燃料６と、２０８体の平均濃縮
度が１.５ｗｔ％ の低濃縮度燃料５とで構成されてお
り、全燃料集合体の数は８７２体である。低濃縮度燃料
５は炉心の最外層及びコントロールセル１０（２９個、
太枠で表示）に装荷され、高濃縮度燃料６はこれらの領
域を除く領域に装荷されている。コントロールセル１０
は、原子炉の運転中に炉心に挿入される制御棒を囲む４
つの燃料集合体で構成されている。本構成による炉心の
平均濃縮度は約３.５ｗｔ％である。
【００１８】ここで、炉心の最外層とは、燃料集合体が
装荷された時に、その４つの外側面のうち少なくとも１
つの外側面が炉心の外部領域に面する位置を指す。ま
た、燃料集合体が装荷された時に、その４つの外側面の
うち少なくとも１つの外側面が炉心の最外層に面する位
置を第２層と呼ぶ。さらに、燃料集合体が装荷された時
に、その４つの外側面のうち少なくとも１つの外側面が
第２層に面する位置を第３層と呼ぶ。以下、同様に第４
層，第５層などと呼ぶ。
装荷された時に、その４つの外側面のうち少なくとも１
つの外側面が炉心の外部領域に面する位置を指す。ま
た、燃料集合体が装荷された時に、その４つの外側面の
うち少なくとも１つの外側面が炉心の最外層に面する位
置を第２層と呼ぶ。さらに、燃料集合体が装荷された時
に、その４つの外側面のうち少なくとも１つの外側面が
第２層に面する位置を第３層と呼ぶ。以下、同様に第４
層，第５層などと呼ぶ。
【００１９】本実施例では、取替燃料の平均濃縮度とし
て３.８ｗｔ％ を想定している。即ち、高濃縮度燃料６
の平均濃縮度を取替燃料よりも０.３ｗｔ％ 高くしてい
る。図２の炉心構成で第１サイクルを運転後、図１の第
２ステップで第１回の燃料移動を行う。第１回燃料移動
では、炉心の最外層に装荷されていた低濃縮度燃料５が
第３層〜第５層の領域に移動され、新たに８個のコント
ロールセル１０を構成する。この替わりに、前記第３層
〜第５層の領域に装荷されていた高濃縮度燃料６が最外
層に移動される。
て３.８ｗｔ％ を想定している。即ち、高濃縮度燃料６
の平均濃縮度を取替燃料よりも０.３ｗｔ％ 高くしてい
る。図２の炉心構成で第１サイクルを運転後、図１の第
２ステップで第１回の燃料移動を行う。第１回燃料移動
では、炉心の最外層に装荷されていた低濃縮度燃料５が
第３層〜第５層の領域に移動され、新たに８個のコント
ロールセル１０を構成する。この替わりに、前記第３層
〜第５層の領域に装荷されていた高濃縮度燃料６が最外
層に移動される。
【００２０】即ち、第１回燃料移動では燃料取替は行わ
れず、初装荷燃料が炉心内で移動（シャッフリング）さ
れるだけである。この結果、第２サイクルにおける炉心
の構成は図３に示すようになる。本炉心のコントロール
セル１０の数は３７個となり、第１サイクルよりも８個
増えている。
れず、初装荷燃料が炉心内で移動（シャッフリング）さ
れるだけである。この結果、第２サイクルにおける炉心
の構成は図３に示すようになる。本炉心のコントロール
セル１０の数は３７個となり、第１サイクルよりも８個
増えている。
【００２１】次に、図３の炉心構成で第２サイクルを運
転後、図１の第３ステップで第２回の燃料移動を行う。
第２回燃料移動では、１３２体の低濃縮度燃料５が炉心
から取り出され、替わりに１３２体の第１回取替燃料１
が炉心に装荷される。
転後、図１の第３ステップで第２回の燃料移動を行う。
第２回燃料移動では、１３２体の低濃縮度燃料５が炉心
から取り出され、替わりに１３２体の第１回取替燃料１
が炉心に装荷される。
【００２２】より詳しくは、低濃縮度燃料５のうちコン
トロールセル１０を除く第３層〜第５層の領域に装荷さ
れていた６０体と、コントロールセル１０に装荷されて
いた１６体が最外層に移動され、その他が炉心から取り
出される。また、高濃縮度燃料６のうち１４８体がコン
トロールセル１０に移動され、第１回取替燃料１が第４
層より内側の層のうちコントロールセル１０を除く領域
に装荷される。
トロールセル１０を除く第３層〜第５層の領域に装荷さ
れていた６０体と、コントロールセル１０に装荷されて
いた１６体が最外層に移動され、その他が炉心から取り
出される。また、高濃縮度燃料６のうち１４８体がコン
トロールセル１０に移動され、第１回取替燃料１が第４
層より内側の層のうちコントロールセル１０を除く領域
に装荷される。
【００２３】この結果、第３サイクルにおける炉心の構
成は図４に示すようになる。本炉心は、６６４体の高濃
縮度燃料６と、７６体の低濃縮度燃料５と、１３２体の
第１回取替燃料１とで構成される。３７個のコントロー
ルセル１０は、第１〜第２サイクルの間燃焼してきた高
濃縮度燃料６で構成される。
成は図４に示すようになる。本炉心は、６６４体の高濃
縮度燃料６と、７６体の低濃縮度燃料５と、１３２体の
第１回取替燃料１とで構成される。３７個のコントロー
ルセル１０は、第１〜第２サイクルの間燃焼してきた高
濃縮度燃料６で構成される。
【００２４】次に、図４の炉心構成で第３サイクルを運
転後、図１の第４ステップで第３回の燃料移動を行う。
第３回燃料移動では、１４４体の高濃縮度燃料６と７６
体の低濃縮度燃料５が炉心から取り出され、替わりに２
２０体の第２回取替燃料２が炉心に装荷される。より詳
しくは、高濃縮度燃料６のうち９２体が最外層に装荷さ
れ、第２回取替燃料２が第２層より内側の層のうちコン
トロールセル１０を除く領域に装荷される。
転後、図１の第４ステップで第３回の燃料移動を行う。
第３回燃料移動では、１４４体の高濃縮度燃料６と７６
体の低濃縮度燃料５が炉心から取り出され、替わりに２
２０体の第２回取替燃料２が炉心に装荷される。より詳
しくは、高濃縮度燃料６のうち９２体が最外層に装荷さ
れ、第２回取替燃料２が第２層より内側の層のうちコン
トロールセル１０を除く領域に装荷される。
【００２５】この結果、第４サイクルにおける炉心の構
成は図５に示すようになる。本炉心は、５２０体の高濃
縮度燃料６と、１３２体の第１回取替燃料１と、２２０
体の第２回取替燃料２とで構成される。１３個のコント
ロールセル１０は、第１〜第３サイクルの間燃焼してき
た高濃縮度燃料６で構成される。
成は図５に示すようになる。本炉心は、５２０体の高濃
縮度燃料６と、１３２体の第１回取替燃料１と、２２０
体の第２回取替燃料２とで構成される。１３個のコント
ロールセル１０は、第１〜第３サイクルの間燃焼してき
た高濃縮度燃料６で構成される。
【００２６】次に、図５の炉心構成で第４サイクルを運
転後、図１の第５ステップで第４回の燃料移動を行う。
第４回燃料移動では、１９２体の高濃縮度燃料６が炉心
から取り出され、替わりに１９２体の第３回取替燃料３
が炉心に装荷される。第３回取替燃料３は、第２層より
内側の層のうちコントロールセル１０を除く領域に装荷
される。
転後、図１の第５ステップで第４回の燃料移動を行う。
第４回燃料移動では、１９２体の高濃縮度燃料６が炉心
から取り出され、替わりに１９２体の第３回取替燃料３
が炉心に装荷される。第３回取替燃料３は、第２層より
内側の層のうちコントロールセル１０を除く領域に装荷
される。
【００２７】この結果、第５サイクルにおける炉心の構
成は図６に示すようになる。本炉心は、３２８体の高濃
縮度燃料６と、１３２体の第１回取替燃料１と、２２０
体の第２回取替燃料２と、１９２体の第３回取替燃料３
とで構成される。１３個のコントロールセル１０は、第
１〜第４サイクルの間燃焼してきた高濃縮度燃料６で構
成される。
成は図６に示すようになる。本炉心は、３２８体の高濃
縮度燃料６と、１３２体の第１回取替燃料１と、２２０
体の第２回取替燃料２と、１９２体の第３回取替燃料３
とで構成される。１３個のコントロールセル１０は、第
１〜第４サイクルの間燃焼してきた高濃縮度燃料６で構
成される。
【００２８】次に、図６の炉心構成で第５サイクルを運
転後、図１の第６ステップで第５回の燃料移動を行う。
第５回燃料移動では、３２８体の高濃縮度燃料６が炉心
から取り出され、替わりに１８４体の第４回取替燃料４
と、第３回燃料移動（第４ステップ）で炉心から取り出
された１４４体の高濃縮度燃料７が炉心に装荷される。
転後、図１の第６ステップで第５回の燃料移動を行う。
第５回燃料移動では、３２８体の高濃縮度燃料６が炉心
から取り出され、替わりに１８４体の第４回取替燃料４
と、第３回燃料移動（第４ステップ）で炉心から取り出
された１４４体の高濃縮度燃料７が炉心に装荷される。
【００２９】より詳しくは、高濃縮度燃料７が主に第２
層より内側の領域に再装荷され、第４回取替燃料４が最
外層より内側の領域に装荷される。また、最外層より内
側の領域に装荷されていた第１回取替燃料１が主に最外
層と第２層に移動され、第２回取替燃料２のうち５２体
がコントロールセル１０に装荷される。
層より内側の領域に再装荷され、第４回取替燃料４が最
外層より内側の領域に装荷される。また、最外層より内
側の領域に装荷されていた第１回取替燃料１が主に最外
層と第２層に移動され、第２回取替燃料２のうち５２体
がコントロールセル１０に装荷される。
【００３０】この結果、第６サイクルにおける炉心の構
成は図７に示すようになる。本炉心は、１４４体の再装
荷された高濃縮度燃料７と、１３２体の第１回取替燃料
１と、２２０体の第２回取替燃料２と、１９２体の第３
回取替燃料３と、１８４体の第４回取替燃料４とで構成
される。即ち、３サイクルの間燃焼し再装荷された初装
荷の高濃縮度燃料７，３サイクルの間燃焼した第１回取
替燃料１，２サイクルの間燃焼した第２回取替燃料２，
１サイクルの間燃焼した第３回取替燃料３、及び新燃料
の第４回取替燃料４が装荷されている。
成は図７に示すようになる。本炉心は、１４４体の再装
荷された高濃縮度燃料７と、１３２体の第１回取替燃料
１と、２２０体の第２回取替燃料２と、１９２体の第３
回取替燃料３と、１８４体の第４回取替燃料４とで構成
される。即ち、３サイクルの間燃焼し再装荷された初装
荷の高濃縮度燃料７，３サイクルの間燃焼した第１回取
替燃料１，２サイクルの間燃焼した第２回取替燃料２，
１サイクルの間燃焼した第３回取替燃料３、及び新燃料
の第４回取替燃料４が装荷されている。
【００３１】炉心の最外層は、７６体の第１回取替燃料
１と、１６体の再装荷された高濃縮度燃料７が装荷され
ている。最外層より内側の領域には、再装荷された高濃
縮度燃料７，第１回取替燃料１，第２回取替燃料２，第
３回取替燃料３，第４回取替燃料４が装荷されている。
また、１３個のコントロールセル１０は、第４〜第５サ
イクルの間燃焼してきた第２回取替燃料２で構成され
る。
１と、１６体の再装荷された高濃縮度燃料７が装荷され
ている。最外層より内側の領域には、再装荷された高濃
縮度燃料７，第１回取替燃料１，第２回取替燃料２，第
３回取替燃料３，第４回取替燃料４が装荷されている。
また、１３個のコントロールセル１０は、第４〜第５サ
イクルの間燃焼してきた第２回取替燃料２で構成され
る。
【００３２】比較例として、第３サイクル終了時に炉心
から取り出された高濃縮度燃料を再装荷しなかった場合
を想定すると、第６サイクルの炉心には、２０４体の第
４回取替燃料と、１２４体の初装荷の高濃縮度燃料が装
荷される。
から取り出された高濃縮度燃料を再装荷しなかった場合
を想定すると、第６サイクルの炉心には、２０４体の第
４回取替燃料と、１２４体の初装荷の高濃縮度燃料が装
荷される。
【００３３】本実施例によれば、比較例に比べて燃料の
取替体数を２０体低減できている。また、比較例に比べ
て第６サイクルの炉心に装荷されている初装荷の高濃縮
度燃料の体数を２０体増加できている。従って、本実施
例では、より多くの初装荷燃料を長い間炉内で燃焼させ
ることができるので、初装荷燃料の取出燃焼度を増加す
ることができる。
取替体数を２０体低減できている。また、比較例に比べ
て第６サイクルの炉心に装荷されている初装荷の高濃縮
度燃料の体数を２０体増加できている。従って、本実施
例では、より多くの初装荷燃料を長い間炉内で燃焼させ
ることができるので、初装荷燃料の取出燃焼度を増加す
ることができる。
【００３４】この効果は、主に次の２つの特徴に基づく
ものである。
ものである。
【００３５】第３サイクル終了時に炉心から取り出さ
れ多くの核分裂性物質を含んでいる初装荷の高濃縮度燃
料７を再装荷し、その替わりに５サイクルの間燃焼して
核分裂性物質が少なくなった初装荷の高濃縮度燃料６を
炉心から取り出したこと。 炉心の最外層に反応度の低い燃料集合体を優先的に装
荷して、炉心からの中性子の漏れを低減したこと。
れ多くの核分裂性物質を含んでいる初装荷の高濃縮度燃
料７を再装荷し、その替わりに５サイクルの間燃焼して
核分裂性物質が少なくなった初装荷の高濃縮度燃料６を
炉心から取り出したこと。 炉心の最外層に反応度の低い燃料集合体を優先的に装
荷して、炉心からの中性子の漏れを低減したこと。
【００３６】は、３サイクルの間燃焼し他の燃料集合
体に比べて燃焼の進んでいる再装荷された初装荷の高濃
縮度燃料７と第１回取替燃料１の中で、より反応度の低
下したものを最外層に装荷することによって実現してい
る。
体に比べて燃焼の進んでいる再装荷された初装荷の高濃
縮度燃料７と第１回取替燃料１の中で、より反応度の低
下したものを最外層に装荷することによって実現してい
る。
【００３７】初装荷燃料は、燃焼したサイクル期間が取
替燃料と同じでも、起動試験の分取替燃料よりも燃焼が
進行している。起動試験の長さは燃焼度にして約２ＧＷ
ｄ／ｔで、これに対応する濃縮度は約０.２ｗｔ％ であ
る。従って、燃焼したサイクル期間が同じ場合、初装荷
の高濃縮度燃料の濃縮度が取替燃料に比べて０.２ ｗ
ｔ％以上高ければ、取替燃料の方が反応度は低下するこ
とになる。
替燃料と同じでも、起動試験の分取替燃料よりも燃焼が
進行している。起動試験の長さは燃焼度にして約２ＧＷ
ｄ／ｔで、これに対応する濃縮度は約０.２ｗｔ％ であ
る。従って、燃焼したサイクル期間が同じ場合、初装荷
の高濃縮度燃料の濃縮度が取替燃料に比べて０.２ ｗ
ｔ％以上高ければ、取替燃料の方が反応度は低下するこ
とになる。
【００３８】本実施例の場合、第３サイクル終了時に炉
心から取り出された初装荷の高濃縮度燃料７と、第３〜
第５サイクルの間炉心に装荷されていた第１回取替燃料
１は、燃焼したサイクル期間が３サイクルで同じであ
る。高濃縮度燃料７の初装荷時の濃縮度は、第１回取替
燃料１の装荷時の濃縮度よりも０.３ｗｔ％ 高いので、
第５サイクル終了時では、第１回取替燃料１の方が反応
度は低下している。
心から取り出された初装荷の高濃縮度燃料７と、第３〜
第５サイクルの間炉心に装荷されていた第１回取替燃料
１は、燃焼したサイクル期間が３サイクルで同じであ
る。高濃縮度燃料７の初装荷時の濃縮度は、第１回取替
燃料１の装荷時の濃縮度よりも０.３ｗｔ％ 高いので、
第５サイクル終了時では、第１回取替燃料１の方が反応
度は低下している。
【００３９】従って、図７に示すように、第６サイクル
の炉心の最外層には、主に第１回取替燃料１が装荷され
ている。逆に、第１回取替燃料１よりも反応度が高い高
濃縮度燃料７を主に第２層より内側の領域に装荷するこ
とにより、初装荷燃料の取出燃焼度の増加をより効果的
にしている。
の炉心の最外層には、主に第１回取替燃料１が装荷され
ている。逆に、第１回取替燃料１よりも反応度が高い高
濃縮度燃料７を主に第２層より内側の領域に装荷するこ
とにより、初装荷燃料の取出燃焼度の増加をより効果的
にしている。
【００４０】このように、反応度の高い燃料集合体を炉
心の中央部に配置し、反応度の低い燃料集合体を周辺部
に配置した方が、炉心からの中性子の漏れが低減され、
炉心全体の反応度を高めることができる。よって、取替
燃料の取替体数を更に低減することができる。
心の中央部に配置し、反応度の低い燃料集合体を周辺部
に配置した方が、炉心からの中性子の漏れが低減され、
炉心全体の反応度を高めることができる。よって、取替
燃料の取替体数を更に低減することができる。
【００４１】また、本実施例では、取替燃料よりも濃縮
度の高い高濃縮度燃料の初装荷燃料全体に対する割合
は、約７６％（６６４体／８７２体）である。第１回取
替燃料と第２回取替燃料の体数はそれぞれ１３２体，２
２０体である。従って、低濃縮度燃料の体数が３５２体
（１３２体＋２２０体）よりも少なければ、第３サイク
ル終了時に高濃縮度燃料が取り出されることになる。即
ち、高濃縮度燃料の体数が５２０体（８７２体−３５２
体）よりも多ければ、第３サイクル終了時に高濃縮度燃
料が取り出されることになる。この５２０体は、初装荷
燃料８７２体の約６０％である。
度の高い高濃縮度燃料の初装荷燃料全体に対する割合
は、約７６％（６６４体／８７２体）である。第１回取
替燃料と第２回取替燃料の体数はそれぞれ１３２体，２
２０体である。従って、低濃縮度燃料の体数が３５２体
（１３２体＋２２０体）よりも少なければ、第３サイク
ル終了時に高濃縮度燃料が取り出されることになる。即
ち、高濃縮度燃料の体数が５２０体（８７２体−３５２
体）よりも多ければ、第３サイクル終了時に高濃縮度燃
料が取り出されることになる。この５２０体は、初装荷
燃料８７２体の約６０％である。
【００４２】
【発明の効果】本発明によれば、初装荷燃料の取出燃焼
度を十分に増加できると共に、取替燃料の取替体数を十
分に低減することができる。
度を十分に増加できると共に、取替燃料の取替体数を十
分に低減することができる。
【図１】本発明による原子炉炉心への燃料装荷方法を示
す図。
す図。
【図２】図１の方法で構成される初装荷炉心の１／４横
断面図。
断面図。
【図３】図１の方法で構成される第２サイクル炉心の１
／４横断面図。
／４横断面図。
【図４】図１の方法で構成される第３サイクル炉心の１
／４横断面図。
／４横断面図。
【図５】図１の方法で構成される第４サイクル炉心の１
／４横断面図。
／４横断面図。
【図６】図１の方法で構成される第５サイクル炉心の１
／４横断面図。
／４横断面図。
【図７】図１の方法で構成される第６サイクル炉心の１
／４横断面図。
／４横断面図。
１…第１回取替燃料、２…第２回取替燃料、３…第３回
取替燃料、４…第４回取替燃料、５…低濃縮度燃料、
６，７…高濃縮度燃料、１０…コントロールセル。
取替燃料、４…第４回取替燃料、５…低濃縮度燃料、
６，７…高濃縮度燃料、１０…コントロールセル。
フロントページの続き (72)発明者 山中 章広 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 神田 亜紀子 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 持田 貴顕 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 山下 淳一 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 田邊 重忠 茨城県日立市幸町三丁目２番１号 日立エ ンジニアリング株式会社内 (72)発明者 桐原 新一 茨城県日立市幸町三丁目２番１号 日立エ ンジニアリング株式会社内
Claims (6)
- 【請求項１】初装荷時に、核燃料物質が充填され平均濃
縮度が異なる少なくとも２種類の燃料集合体を炉心に装
荷する燃料装荷方法において、 初装荷時に炉心に装荷された燃料集合体のうち取替燃料
集合体よりも平均濃縮度が高い燃料集合体を、３運転サ
イクルの間炉心で燃焼させた後に炉心から取り出し、 その後１運転サイクル以上経過後に、再び炉心に装荷す
ることを特徴とする燃料装荷方法。 - 【請求項２】請求項１において、前記炉心から取り出さ
れた燃料集合体は、その後２運転サイクル経過後に再び
炉心に装荷されることを特徴とする燃料装荷方法。 - 【請求項３】請求項１又は２において、前記炉心から取
り出される燃料集合体の平均濃縮度は、取替燃料集合体
の平均濃縮度よりも０.２ｗｔ％ 以上高いことを特徴と
する燃料装荷方法。 - 【請求項４】請求項１又は２において、前記炉心から取
り出された燃料集合体が再び炉心に装荷される時に、炉
心の最外層に主に第１回取替燃料を装荷することを特徴
とする燃料装荷方法。 - 【請求項５】請求項４において、前記炉心から取り出さ
れた燃料集合体は、炉心の最外層よりも内側の領域に主
に装荷されることを特徴とする燃料装荷方法。 - 【請求項６】請求項１又は２において、前記取替燃料集
合体よりも平均濃縮度が高い燃料集合体は、初装荷の全
燃料集合体に占める数の割合が６０％よりも大きいこと
を特徴とする燃料装荷方法。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP08124349A JP3107290B2 (ja) | 1996-05-20 | 1996-05-20 | 燃料装荷方法 |
| TW086105423A TW355798B (en) | 1996-05-20 | 1997-04-25 | A fuel loading method |
| CN97111577A CN1175063A (zh) | 1996-05-20 | 1997-05-16 | 燃料装载方法 |
| US08/858,687 US5787139A (en) | 1996-05-20 | 1997-05-19 | Fuel loading method |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP08124349A JP3107290B2 (ja) | 1996-05-20 | 1996-05-20 | 燃料装荷方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH09304572A true JPH09304572A (ja) | 1997-11-28 |
| JP3107290B2 JP3107290B2 (ja) | 2000-11-06 |
Family
ID=14883184
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP08124349A Expired - Fee Related JP3107290B2 (ja) | 1996-05-20 | 1996-05-20 | 燃料装荷方法 |
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| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5787139A (ja) |
| JP (1) | JP3107290B2 (ja) |
| CN (1) | CN1175063A (ja) |
| TW (1) | TW355798B (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2010145354A (ja) * | 2008-12-22 | 2010-07-01 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 長期連続運転用原子炉の炉心 |
| JP2016125971A (ja) * | 2015-01-08 | 2016-07-11 | 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 |
| JP2016161373A (ja) * | 2015-03-02 | 2016-09-05 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 初装荷炉心および燃料交換方法 |
| JP2018072230A (ja) * | 2016-11-01 | 2018-05-10 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 沸騰水型原子炉の炉心 |
| JP2021135082A (ja) * | 2020-02-25 | 2021-09-13 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 軽水炉の炉心及び燃料集合体の装荷方法 |
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|---|---|---|---|---|
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| US6931090B2 (en) * | 2003-02-25 | 2005-08-16 | Westinghouse Electric Company Llc | Method of establishing a nuclear reactor core fuel assembly loading pattern |
| US6862329B1 (en) * | 2003-10-06 | 2005-03-01 | Global Nuclear Fuel-Americas Llc | In-cycle shuffle |
| TW200602317A (en) * | 2004-04-23 | 2006-01-16 | Akzo Nobel Nv | Novel androgens |
| US9583223B2 (en) * | 2012-06-23 | 2017-02-28 | Global Nuclear Fuel—Americas Llc | Nuclear reactor core loading and operation strategies |
| CN103400618B (zh) * | 2013-07-01 | 2016-04-20 | 中国核电工程有限公司 | 一种vver核电站反应堆堆芯非对称装载方法 |
| US10593436B2 (en) * | 2013-11-21 | 2020-03-17 | Terrapower, Llc | Method and system for generating a nuclear reactor core loading distribution |
| CN111710444B (zh) * | 2020-06-30 | 2022-08-09 | 中国原子能科学研究院 | 环形燃料供热堆的堆芯装载方法 |
| CN115274163B (zh) * | 2022-08-05 | 2024-02-13 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆核电厂堆芯的燃料组件管理方法 |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0650351B2 (ja) * | 1985-01-18 | 1994-06-29 | 株式会社日立製作所 | 原子炉炉心 |
| JPH03214097A (ja) * | 1990-01-18 | 1991-09-19 | Toshiba Corp | 原子炉の運転方法 |
| 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 |
| JPH05249270A (ja) * | 1992-03-03 | 1993-09-28 | Toshiba Corp | 原子炉の炉心 |
| JP3765838B2 (ja) * | 1994-03-04 | 2006-04-12 | 株式会社東芝 | 原子炉の炉心及び燃料集合体 |
-
1996
- 1996-05-20 JP JP08124349A patent/JP3107290B2/ja not_active Expired - Fee Related
-
1997
- 1997-04-25 TW TW086105423A patent/TW355798B/zh not_active IP Right Cessation
- 1997-05-16 CN CN97111577A patent/CN1175063A/zh active Pending
- 1997-05-19 US US08/858,687 patent/US5787139A/en not_active Expired - Lifetime
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| JP2010145354A (ja) * | 2008-12-22 | 2010-07-01 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 長期連続運転用原子炉の炉心 |
| JP2016125971A (ja) * | 2015-01-08 | 2016-07-11 | 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 |
| JP2016161373A (ja) * | 2015-03-02 | 2016-09-05 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 初装荷炉心および燃料交換方法 |
| JP2018072230A (ja) * | 2016-11-01 | 2018-05-10 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 沸騰水型原子炉の炉心 |
| JP2021135082A (ja) * | 2020-02-25 | 2021-09-13 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 軽水炉の炉心及び燃料集合体の装荷方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN1175063A (zh) | 1998-03-04 |
| US5787139A (en) | 1998-07-28 |
| TW355798B (en) | 1999-04-11 |
| JP3107290B2 (ja) | 2000-11-06 |
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