JPH10206585A - 沸騰水型原子炉の炉心及び該炉心に装荷するように寸法の決定された燃料集合体 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】 Ｃ格子、Ｄ格子或いはＫ格子等の配置の略円
筒形炉心を有する沸騰水型原子炉において、現行よりも
中性子経済性が高く核的に有利な炉心及び該炉心に装荷
するように寸法の決定された燃料集合体を提供するこ
と。 【解決手段】 炉心を構成する前記燃料格子の内部の面
積和をＡ、前記炉心を構成する前記燃料格子において２
個の隣接する前記燃料格子が共有することのない辺の総
延長をＰ、原子炉の構造上または材料特性上決定される
燃料集合体を並列配置可能で炉心として利用可能な円筒
形状領域の水平断面円の直径をＤとしたとき、Ｄ×（Ｐ
／Ａ）の値が現行の電気出力１３５０ＭＷ級ＡＢＷＲ型
原子炉での値である５．３８３より小となるように前記
燃料格子の辺の長さが選定されている。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、沸騰水型原子炉の
炉心及び該炉心に装荷するように寸法の決定された燃料
集合体に関する．

【０００２】

【従来の技術】少ない核反応物質で臨界を達成するに
は、球体炉心構造とすることが最も望ましいのである
が、沸騰水型原子炉では、構造上の利点が多い円筒形状
炉心構造を採用しているのが実状である。

【０００３】核的に有利な炉心形状について簡単に述べ
れば、該炉心形状は、外表面積が小さく、かつ、内部容
積は大きい方が良い。これは、外表面積が小さいと、炉
心表面より外部へ漏れて核反応に寄与しない中性子の量
を小さくでき、中性子経済上有利となるからであり、ま
た、内部容積が大きければ、核反応物質を多く装荷でき
るため、余剰反応度を確保する上で有利といえるからで
ある。そして、大きな余剰反応度が確保できるというこ
とになれば、それだけ燃料要素の交換なく長期間の運転
が可能となり、核反応物質単位質量あたりから取出せる
エネルギー量も増加できることとなる。

【０００４】以上述べたような理由から、前記したよう
に、内部容積に比べて相対的に外表面積の小さな球体が
炉心形状としては最適となるのである。しかしながら、
同形、同寸の燃料要素を多数配列して構成し易いことや
直路による冷却材流路が確保し易いことなどから、沸騰
水型原子炉では炉心を柱体形状としているのであり、そ
して、柱体形状の中で、円筒形状が最も内部容積に比べ
て相対的に外表面積が小さくできるので、核的に有利な
炉心形状として円筒形状を採用しているのである。

【０００５】沸騰水型原子炉の炉心は、燃料集合体と称
される断面が略方形の燃料要素を格子状に多数配列する
ことにより構成されている。そして炉心領域は、これら
燃料集合体を内部に１つ含むような正方形の多数の燃料
格子１に区分される。図１３ないし１５に燃料集合体と
制御棒１７の位置関係を模式的に示す。

【０００６】図１３はＤ格子と称される配置で、初期の
沸騰水型原子炉で広く採用されている。図中破線で囲ま
れた正方形領域が燃料格子１、略方形が燃料集合体４の
配置位置を表す。Ｄ格子では隣接する燃料集合体のギャ
ップのうち、制御棒１７をはさんだ位置でのギャップ幅
をｇとし、制御棒１７をはさまない位置でのギャップ幅
をｇ’とした場合に、ｇ＞ｇ’となる特徴を持ってい
る。

【０００７】一方、図１４はＣ格子と称される配置であ
る。このＣ格子配置では、２種類のギャップ幅ｇ、ｇ’
は実質的に同一であり、燃料集合体４は燃料格子１の中
央に配置される。また、Ｃ格子配置においては、Ｄ格子
配置の場合より肉厚が相対的に薄い制御棒１７が用いら
れる。炉心内の核反応物質と中性子減速材をできるだけ
均等に配置するという観点に立てば、Ｃ格子配置の方が
Ｄ格子配置より望ましいため、該Ｃ格子配置が現行の沸
騰水型原子炉で採用されている。

【０００８】図１５はＫ格子と称される配置である。Ｃ
及びＤ格子では１本の制御棒１７で４体の燃料集合体を
制御しているが、Ｋ格子では２体の燃料集合体を制御す
る。これは燃料集合体の大型化に対応するためである。

【０００９】図１３のＤ格子配置について、単位格子３
及び該単位格子３を構成する４つの燃料格子１を拡大し
て図１２に示す。燃料集合体のチャンネルボックス１９
内には、核反応物質を内部に配置した７４本の燃料棒１
０、冷却材流路１３及び必要に応じて中性子減速材を内
部に配置した２本の棒状部材１１（燃料棒１０の７本分
に相当する）が配置されており、また、制御棒１７の装
入領域となる水ギャップ１５が中性子減速材領域である
ことから、破線の正方形で示される燃料格子１が炉心構
成の最小要素となっていることが分かる。当然ながら炉
心全体の燃料装荷量、冷却材流路領域及び減速材領域
は、燃料格子１に含まれるそれぞれの量に炉心を構成す
る燃料格子数を乗じた値にほぼ等しくなる。

【００１０】図１０にわが国において稼働中の現行沸騰
水型原子炉の概略構成を示す。この沸騰水型原子炉は、
原子炉圧力容器２５内に配置した燃料集合体を支持する
燃料支持金具及び制御棒案内管３３、該制御棒案内管３
３からの荷重を原子炉圧力容器２５下底部に伝える制御
棒ハウジング３５、制御棒案内管３３の横方向支持を行
う炉心下部格子板２１、燃料集合体の横方向支持を行う
炉心上部格子板２３、更に炉心周囲を囲むシュラウド２
７、炉心上下格子板２１、２３及びシュラウド２７の荷
重を原子炉圧力容器２５下底部に伝えるシュラウドサポ
ート２９などにより構成される。

【００１１】図１１に電気出力１３５０ＭＷ級のＡＢＷ
Ｒ型沸騰水型原子炉の燃料格子配置を示す。この燃料格
子配置においては、１辺の長さが約１５５mmの燃料格子
１が８７２個配列されており、略円筒形状の炉心を構成
している。また、同図中には、炉心として利用できる円
筒形状領域の水平断面を破線で示している。この原子炉
における炉心として利用可能な範囲の水平断面は、炉心
を囲むシュラウド２７の内径（約５４９０mm）よりメン
テナンス空間として約７０mm幅のギャップを取り除いた
領域であり、直径約５３５０mmの円となる．ここで、同
図中破線５で示す円の外側へは、原子炉の構造上の制限
により燃料格子１の一部であってもはみ出すことはでき
ないことにされている。

【００１２】

【発明が解決しようとする課題】図１２に示されるよう
に、燃料格子１は正方形であるため、これらを格子状に
配置しても完全な円形を構成することはできず、核的に
理想的な円筒形状炉心を構成することはできない。しか
し、炉心として利用可能な円筒形状領域に対して適した
燃料格子１の寸法を適宜選定することにより、現行の炉
心よりも内部容積に対して相対的に表面積の小さい特
性、すなわち、理想とする円筒形状炉心により近い特性
を備えた炉心を構成することができる。

【００１３】一方、燃料格子１幅のわずかな増大が燃料
格子１数の減少を招き、炉心形状が理想形状としての円
筒形より遠ざかることがある。特にシュラウド２７内径
を変えることなく、或いは、現行燃料格子１幅に満たな
いようなわずかな内径の変更のみで、燃料格子１の寸法
を現行より大型化した場合、この効果による炉心核特性
の悪化の程度は大きい。

【００１４】一般論として、燃料格子１の大型化は炉心
内の燃料集合体数を低減し、燃料交換工程などを大幅に
短縮できることが期待できるが、炉心の核的特性を損ね
ないで、しかも、燃料格子１の大型化を達成するために
は、特定の範囲の燃料格子１の幅を選定する必要がある
ことを知見した。

【００１５】本発明は、以上に述べた知見に基づいてな
されたものであり、その目的とするところは、沸騰水型
原子炉において現行よりも中性子経済性が高く核的に有
利な炉心と、該炉心に装荷するように寸法の決定された
燃料集合体を提供することにある。

【００１６】

【課題を解決するための手段】上記目的は、前掲の請求
項１及び２に記載されたとおりの沸騰水型原子炉の炉心
及び該炉心に装荷するように寸法の決定された燃料集合
体を提供することにより達成される。

【００１７】すなわち、本発明による沸騰水型原子炉の
炉心及び炉心に装荷するように寸法の決定された燃料集
合体は、内部に少なくとも核分裂燃料及び該核分裂燃料
と区画された冷却材流路が配置された燃料集合体を、格
子状に多数並列させて炉心を構成する沸騰水型原子炉
（請求項２記載の発明では、現行の電気出力１３５０Ｍ
Ｗ級ＡＢＷＲ型と同一または寸法が同等の圧力容器を有
する沸騰水型原子炉）において、前記燃料集合体４体に
対して１本の制御棒を配置するＣ或いはＤ格子配置にお
いては、前記制御棒挿入位置を囲む４体の前記燃料集合
体及び該燃料集合体の周囲の水ギャップ領域からなるい
わゆる単位格子を格子状に均等に４分割して形成される
各々が、また、前記燃料集合体２体に対して１本の前記
制御棒を配置するＫ格子配置においては、前記制御棒挿
入位置を１組の対角として形成される各々が、前記燃料
集合体１体を内部に含み、かつ辺の長さが前記燃料集合
体の配置ピッチと一致する正方形領域を燃料格子と称
し、炉心を構成する全燃料格子の内部の面積和をＡ、炉
心を構成する燃料格子において２個の隣接する燃料格子
が共有することのない辺の総延長をＰ、原子炉の構造上
または材料特性上決定される燃料集合体を並列配置可能
で炉心として利用可能な円筒形状領域の水平断面円の直
径をＤとするという前提に立つものである。

【００１８】上記した前提の下で、請求項１記載の発明
は、Ｄ×（Ｐ／Ａ）の値が現行の電気出力１３５０ＭＷ
級ＡＢＷＲ型原子炉での値である５．３８３より小とな
るように前記燃料格子の辺の長さが選定されていること
を特徴とするものである。

【００１９】また、同じく請求項２に記載の発明は、Ｄ
×（Ｐ／Ａ）の値が現行の電気出力１３５０ＭＷ級ＡＢ
ＷＲ型原子炉での値である５．３８３より小となるよう
に前記燃料格子の長さが前記ＡＢＷＲ型原子炉の前記燃
料格子の辺の長さに対して1.077 倍以上1.112 倍以下、
1.128 倍以上1.148 倍以下、1.197 倍以上1.199 倍以
下、1.230 倍以上1.269 倍以下、1.273 倍以上1.283 倍
以下、1.324 倍以上1.364 倍以下、1.374 倍以上1.377
倍以下、1.439 倍以上1.480 倍以下、1.501 倍以上1.51
4 倍以下、1.562 倍以上1.602 倍以下、1.623 倍以上1.
624 倍以下、1.717 倍以上1.734 倍以下、1.749 倍以上
1.752 倍以下、1.801 倍以上1.819 倍以下及び1.906 倍
以上1.930 倍以下の何れかの範囲に属していることを特
徴とするものである。

【００２０】

【作用】与えられた炉心として利用可能な円筒形状空間
に最適な燃料格子１の寸法は、これを幾何学的に決定す
ることができる。以下には、その理由を明らかにして、
本発明の作用を定量的に説明する。

【００２１】炉心の断面積である燃料格子１の面積の総
和をＡ、炉心の最外周部の長さすなわち炉心を構成する
全燃料格子１において２個の燃料格子１に共有されない
辺の総延長をＰ、炉心の高さをＬとすると、炉心の容積
Ｖ及び炉心の表面積Ｓは次の式（１）及び（２）で与え
られる。

【００２２】 Ｖ＝Ａ×Ｌ ・・・・・・・・・・（１） Ｓ＝（２×Ａ）＋（Ｌ×Ｐ）・・・（２） ここで燃料格子１の最外周部の長さＰと燃料格子１面積
の総和Ａは、燃料格子１の寸法によって変化する。上記
式（１）及び式（２）より、炉心の表面積に対する容積
の比として次の式（３）の関係を得る。

【００２３】 Ｓ／Ｖ＝（２／Ｌ）＋（Ｐ／Ａ） ・・・・（３） 炉心の容積に対して相対的に表面積が小さいほど上記式
（３）の値は小さくなるから、上記式（３）の値が小さ
いほど中性子経済性の良い炉心ということになる。とこ
ろで、上記式（３）の右辺第１項は与えられた炉心とし
て利用可能な円筒形状領域の高さＬによって決まってし
まい燃料格子１の寸法に影響されることはない。

【００２４】本発明は、もともと炉心として利用可能な
領域を有効に利用できる燃料格子１の寸法を規定しよう
とするものであるから、燃料格子１の寸法とは全く関係
のない上記式（３）の右辺第１項は一定値とみなしてよ
い。したがって、上記式（３）の値を小さくするには、
該式３の右辺第２項、すなわち、燃料格子１の面積の総
和に対する燃料格子１の最外周長さの比（以下、格子外
周／総面積比と称する）を小さくできる燃料格子１の寸
法を選定すれば良いことが分かる。

【００２５】図６は、横軸に燃料格子１の幅すなわち一
辺の長さ（規格化値）をとり、縦軸に格子外周／総面積
比（規格化値）をとったグラフであり、同図中、横軸の
燃料格子幅（規格化値）は、０．０２５から０．０７５
までの範囲を、また、縦軸の格子外周／総面積比（規格
化値）は、５．１０から６．２０までの範囲をとってい
る。また、同図の破線で示される垂直線と実線で示され
る斜線が示すように、格子外周／総面積比は燃料格子１
の寸法に対して不規則に変化する。これは、燃料格子１
の数が変わらないまま燃料格子１寸法が変化することに
よる効果と、燃料格子１数が変化する効果とが互いに別
の規則に従って現れるためである。

【００２６】なお、燃料格子１の幅寸法は、原子炉の炉
心として利用可能な円筒形状領域の断面の直径Ｄを１と
し、これに対する相対値として規格化しているため、グ
ラフに示す関係は実際的な寸法によらず一般性を持つも
のとなる。そして、図６の関係は幾何学的に一意的に求
まるものである。

【００２７】すなわち、特定の寸法の正方形を格子状に
互いに接するよう配置して形成される格子で、ある格子
点を中心とする直径１の円内に全体が収まっている正方
形を特定する。このとき、正方形の辺の長さが燃料格子
１の幅寸法（規格化値）であり、特定された正方形の数
が燃料格子１の数ということになる。また、正方形の面
積と特定された正方形の数を乗ずることで燃料格子１の
総面積（規格化値）が、特定された全正方形において特
定された正方形２つにより共有されない辺の長さの総和
をとることによって燃料格子１の外周長（規格化値）が
それぞれ求められる．なお、炉心として利用可能な領域
の断面に対応する直径１の円の中心は格子点としたが、
これは特定された正方形の配置に現行の燃料格子１の配
置と同様に１／４周毎の対称性を持たせるためである。

【００２８】図６において、破線で示される垂直線のよ
うに格子外周／総面積比（規格化値）が不連続的に変化
しているのが燃料格子１の数の変化の効果であり、同じ
く実線で示される斜線のように連続的に変化している部
分が燃料格子１数の変化を伴わない燃料格子１の寸法変
化によってのみ引き起こされる効果である。

【００２９】ところで、従来技術として説明した図１１
に示す現行のＤ格子による燃料格子配置では、炉心とし
て利用可能な領域の外径が５３５０mm、燃料格子１幅が
１５５mmであるから燃料格子の相対寸法は約０．０２８
９７となり、格子外周／総面積比（規格化値）は約５．
３８３となる。

【００３０】図７は、図６の一部を拡大して示すもの
で、横軸の燃料格子幅（規格化値）は、０．０２８０か
ら０．０３００までの範囲を、また、縦軸の格子外周／
総面積比（規格化値）は、５．２０から５．５０までの
範囲をとっている。同図中、実線で示される斜線ａの丸
印の位置が、現行ＡＢＷＲ型沸騰水型原子炉の燃料格子
１配置における燃料格子１幅（規格化値）と格子外周／
総面積比（規格化値）との関係を示している。また、図
６および図７中の一点鎖線Ｉ−Ｉ’は、現行の燃料格子
１配置における格子外周／総面積比（規格化値）の値で
ある約５．３８３を表している。

【００３１】図７において、実線で示される斜線ｂ、ｃ
及びｄでは、燃料格子幅（規格化値）の増加に伴って格
子外周／総面積比（規格化値）が現行の値である５．３
８３よりも大きい値となり、同じく斜線ｅ、ｆ、ｇ及び
ｈでは、同じく５．３８３よりも小さい値となることを
示している。そして、斜線ａの丸印位置の値５．３８３
が現行の燃料格子１配置及び寸法は格子外周／総面積比
をほぼ局大とする値であり、斜線ｅ、ｆ、ｇ及びｈなど
が存在することから、燃料格子１配置を変えることなく
寸法を大きくするだけで格子外周／総面積比を低減でき
る余地があることが分かる。

【００３２】図７中の実線で示される斜線ａについてい
えば、、相対格子寸法を約０．０２８９７（実寸法１５
５．０ｍｍ）から約０．０２９０６（実寸法１５５．５
mm）まで大きくすれば、燃料格子１の数や配置を変える
ことなく規格化した格子外周／総面積比（規格化値）を
約５．３８３から約５．３６７まで下げられることを表
わしている。これは、燃料格子１数が変化しなければ、
燃料格子１の総面積は燃料格子１寸法の二乗に、外周は
燃料格子１寸法そのものにそれぞれ比例し、異なる感度
で変化するという特性を利用できることを意味してい
る。

【００３３】なお、炉心として利用可能な破線５で示さ
れる領域は概略以下のようにして決定できる。シュラウ
ド２７を有する沸騰水型原子炉においては、従来技術の
説明のなかで述べたように、シュラウド２７内部空間か
ら炉心支持板取付用のボルト締め空間などのメンテナン
ス空間を除いた範囲である。メンテナンス空間は、図８
に示されるように、シュラウド２７の内壁に沿って一定
幅（図８中のＧ）の空間を確保すれば良いので、炉心と
して利用可能な空間は、破線５で囲われた直径５３５０
mmの円筒状になる。

【００３４】また、炉心冷却材ポンプとしてインターナ
ルポンプ３１を用いた沸騰水型原子炉では、シュラウド
２７は必須ではなくなるため、図９に示されるシュラウ
ド２７を有しないシュラウドレス構造と称される形式も
検討されている。シュラウドレス構造の形式において、
炉心として利用可能な領域を決定する場合には、構造的
及び材料的な検討が必要となることはいうまでもない。

【００３５】まず、構造的には図９に概略を示すよう
に、インターナルポンプ３１の外周よりポンプ取付用フ
ランジなどに必要な一定幅（図９中のＧ’）の空間に外
周が接する円筒空間が炉心として利用可能となる（図９
中の破線５Ａ）。ところがシュラウド２７は炉心から漏
れる中性子の遮蔽体としても機能している。このため、
シュラウドレス構造では炉心最外周と圧力容器２５との
ギャップに存在する水に必要な遮蔽機能を持たせねばな
らず、一定幅（図９中のＧ”）の空間を確保する必要が
ある。そして、この遮蔽空間の内側の円筒状空間が材料
的に決まる炉心として利用可能な空間（図９中の破線５
Ｂ）となる。なお、遮蔽空間幅は炉心の出力や圧力容器
２５の材料特性により異なる。結局、シュラウドレス構
造の場合には、構造的及び材料的に決まる利用可能空間
のうちで小さい方が炉心領域として利用できる。図９の
場合には破線５Ａで外周を示す領域となる。

【００３６】以上で述べたように図６に示す関係を用い
れば、原子炉の構造より決まる炉心として利用可能な領
域内で構成できる核的に良好な炉心に適した燃料格子１
の寸法を求めることができる。そして現行の炉心以上に
核的に良好な炉心を構成するためには、規格化した格子
外周／総面積比（Ｄ×Ｐ／Ａ）が５．３８３未満となる
範囲の燃料格子１の寸法を選定すれば良いことが分か
る。

【００３７】

【発明の実施の形態】

（第１実施例）図１に請求項１記載の本発明における炉
心内の燃料格子配置の概略を示す。なお原子炉の圧力容
器や容器内の構造物配置や寸法は従来技術記載のＡＢＷ
Ｒ型沸騰水型原子炉と同一である。

【００３８】本原子炉は、シュラウド２７を有している
ため、シュラウド２７内径を５４８６mm、メンテナンス
空間として６８mm幅のギャップをシュラウド２７内壁に
沿って設けることとすれば炉心として利用可能な円筒形
状領域の断面は直径５３５０mmの円（図中破線５）とな
る。炉心断面は、３７６個の幅寸法（辺の長さ）が約２
３４．６mmの燃料格子１によって構成される。この時、
図中破線で示す円の直径５３５０mmに対する燃料格子１
の相対寸法は約０．０４３８５となり、隣接する燃料格
子１に共有されない辺の数が８８個であるので格子外周
／総面積比（規格化値）は約５．３３７となる。

【００３９】図２に本実施例における燃料格子１内の構
成の一例を示す。現行の１５５mmに比べて２３４．６mm
と燃料格子１寸法が大きくなっているため、燃料格子１
に対する制御棒１７の配置方法としてＫ格子と呼ばれる
方法を採用している。

【００４０】図２に示すＫ格子の燃料集合体は、チャン
ネルボックス１９の内幅が約２０８mmであり、内部に現
行９×９配置燃料と同等の外径の燃料棒１０を１５×１
５の格子状に配置している。また中央近傍の２１本の燃
料棒１０は同じ外径の水ロッド１１に置き換えており、
燃料格子１内における減速材である非沸騰の水の領域
（水ロッド１１内及び水ギャップ１５）と燃料であるウ
ランとの断面積比を現行燃料集合体における値と同等と
している。これは燃料格子１の炉停止余裕などの核的特
性を現行と同等とするためである。

【００４１】図１２に示すＤ格子と呼ばれる現行の配置
では、４つの燃料格子１に対して制御棒１７を１本配置
しているが、本実施例におけるＫ格子では、２つの燃料
格子１に対して１本の割合で制御棒１７が配置できる。
このため燃料格子１が現行より大型化しても炉心内に制
御棒１７が影響できない領域ができることはない。

【００４２】またシュラウドレス構造の場合についても
簡単に述べる．例えば圧力容器２５内径を現行ＡＢＷＲ
とほぼ同等の７１１０mm、インターナルポンプ３１外径
を同様に６６０mmとし、更にインターナルポンプ３１周
囲のメンテナンスなどに必要な空間幅を３０mm確保する
とする。なおこの空間幅は現行ＡＢＷＲにおいてインタ
ーナルポンプ３１外周とシュラウドサポート２９外壁と
のギャップにほぼ相当する。このときインターナルポン
プ３１を包絡する外周は圧力容器と実質接触している構
造とすれば、炉心として利用可能な領域の直径Ｄは５７
３０mmとなる．燃料格子１の相対寸法を上記のシュラウ
ド２７がある場合と同じ０．０４３８５とすれば、燃料
格子１幅は約２５１．３mmとなる。当然ながら規格化さ
れた炉心外周／総面積比（規格化値）及び炉心内の燃料
格子１の数は、それぞれ、５．３３７及び３７６個であ
り、上記のシュラウド２７がある場合と同一である。

【００４３】ところで、シュラウドレス構造に対して炉
心として利用可能な領域の外径が圧力容器への中性子照
射量より決まる径５Ｂより小さい場合には、インターナ
ルポンプ３１外周周囲のメンテナンス領域を避けて、か
つ、径５Ｂより外側に燃料格子がはみ出さない範囲で更
に燃料格子１を配置することもできる。上記シュラウド
レス炉心における実施例に対して、更に燃料格子１を３
２個追加した炉心の実施例を図３に示す。図３において
斜線を施した燃料格子１が追加配置された燃料格子１で
ある。これら追加した燃料格子１は、その一部が外径５
Ａで与えられる円形領域をはみ出しているが、すべて外
径５Ｂで与えられる円形領域には収まっており、かつイ
ンターナルポンプ３１からも必要な距離離れている。本
実施例では燃料格子１数を３７６個から４０８個へと約
８．５％増加できる一方、炉心外周は約４．６％の増加
にとどまるため、格子外周／総面積比（規格化値）は約
５．１４２と向上できる。また、炉心容積を大きくする
ことで、熱的余裕を損ねることなく炉心出力の増大が実
現できる。

【００４４】（第２実施例）図４に請求項２記載の本発
明における炉心内の燃料格子１配置の概略を示す。本実
施例においても炉心として利用可能な領域の直径Ｄは、
第１実施例記載の沸騰水型原子炉と同一の５３５０mmと
した。本実施例における燃料格子１の実寸は２８１．８
mmで、現行燃料格子１の約１．８１８倍である。また炉
心を構成する燃料格子１の総数は２５６である。このと
き炉心として利用可能な領域の断面円の直径Ｄ５３５０
mmに対する燃料格子１の相対寸法は約０．０５２６７、
規格化した格子外周／総面積比（規格化値）は約５．３
４０である。本実施例における燃料格子１寸法を用いれ
ば、炉心形状を現行より核的に有利とすると同時に燃料
集合体数を現行の８７２個に対して約１／３まで低減で
きる。

【００４５】上記のように炉心として利用できる領域を
保ったまま燃料格子１幅を増大すると燃料集合体数が低
減でき、燃料交換の工程数を低減できるため原子炉の稼
働率の向上が図れる。これが燃料格子１大型化の大きな
利点である。しかしながら大型化によって燃料集合体の
重量も増大するため、燃料交換機器の大容量化、大型化
や原子炉建屋の燃料交換機器を支持する部分の強度の増
加の必要がでてくる。現行の建屋設計を変更することな
く燃料交換機器の変更のみで対応できる大型化の範囲は
概略２倍が上限である。

【００４６】請求項２記載の燃料格子１幅は、図７の実
線で示される斜線の部分に該当し、かつＩ−Ｉ’線で示
す格子外周／総面積比（規格化値）が５．３８３より小
となる燃料格子１幅の範囲である。これらの燃料格子１
幅を採用すれば、炉心の核的特性を損ねることなく炉心
内の燃料集合体数を低減できる。更に大型格子とするこ
とに伴う原子炉の設計変更は、燃料格子１幅の変更に直
接関係する部分、すなわち上下格子板２１、２３や制御
棒１７駆動機構配置、制御棒１７寸法などに限られ、圧
力容器２５全体や原子炉建屋は現行設計のままでよい。

【００４７】なお、Ｋ格子を用い、かつ炉心内の核分裂
燃料装荷量を現行より減らすことなく現行十字型制御棒
の広翼化だけで現行炉心と同等の炉停止余裕を確保でき
る最大の燃料格子１寸法は現行の約１．８倍である。従
って現行と同等の性能を有する制御棒１７を用いる限
り、炉心を構成する燃料集合体数の低減を狙って燃料格
子１を大型化するには本実施例における燃料格子１の寸
法が最適である。

【００４８】図５に本実施例における燃料集合体の一例
を示す。チャンネルボックス１９内の領域を個体減速材
を内部に含む断面が十字型の板１７ａ、或いは十字型の
水ロッド１７ｂによって４領域に区画し、区画したそれ
ぞれの領域内には現行１０×１０燃料と同等の外径の燃
料棒１０を９×９の格子状に配置している。また各領域
内で１カ所づつ燃料棒２×２配置相当の領域を１本の太
径水ロッド１１に置き換えている。断面が十字型の板１
７ａ或いは十字型の水ロッド１７ｂは、実質上チャンネ
ルボックス１９と一体となっており、燃料集合体中央部
に減速材領域を設けるだけでなく、燃料集合体の強度を
向上する効果も有している。

【００４９】

【発明の効果】本発明によれば、沸騰水型原子炉におい
て、内部容積に対して相対的に表面積の小さい特性、す
なわち円筒形状により近い幾何的特性を持った炉心が構
成できる．これにより炉心の中性子経済性を高めること
ができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】請求項１記載の本発明実施例における炉心内の
燃料格子配置を示す概略図。

【図２】請求項１記載の本発明実施例におけるＫ格子内
の構成を示す概略図。

【図３】請求項１記載の本発明実施例におけるシュラウ
ドレス構造炉心内の燃料格子配置を示す概略図。

【図４】請求項２記載の本発明実施例における炉心内の
燃料格子配置を示す概略図。

【図５】請求項２記載の本発明実施例における燃料集合
体の１例を示す概略図。

【図６】燃料格子幅に対する格子外周／総面積比（規格
化値）の変化を規格化して示すグラフ。

【図７】図６の一部を拡大して燃料格子幅に対する格子
外周／総面積比の変化を規格化して示すグラフ。

【図８】シュラウドを有する原子炉において炉心として
利用できる領域の決定手順を説明する模式図。

【図９】シュラウドレス構造の原子炉において炉心とし
て利用できる領域の決定手順を説明する模式図。

【図１０】現行沸騰水型原子炉の原子炉の構成を示す概
略図

【図１１】従来技術における現行の炉心内の燃料格子配
置を示す概略図。

【図１２】現行の炉心に使用されているＤ格子内の構成
を示す概略図。

【図１３】現行のＤ格子配置の模式図。

【図１４】現行のＣ格子配置の模式図。

【図１５】現行のＫ格子配置の模式図。

【符号の説明】

１…燃料格子 ３…単位格子 ５…炉心として利用可能な領域の水平断面円 １０…燃料棒 １１…水ロッド又は
減速材封入棒 １３…冷却材流炉 １５…水ギャップ １７…制御棒 １９…チャンネルボ
ックス ２１…炉心下部格子板 ２３…炉心上部格子
板 ２５…原子炉圧力容器 ２７…シュラウド ２９…シュラウドサポート ３１…インターナル
ポンプ ３３…制御棒案内管 ３５…制御棒ハウジ
ング

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 滝井太一 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

Claims (2)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】内部に少なくとも核分裂燃料及び該核分裂
   燃料と区画された冷却材流路が配置された燃料集合体
   を、格子状に多数並列させて炉心を構成する沸騰水型原
   子炉において、 前記燃料集合体４体に対して１本の制御棒を配置するＣ
   或いはＤ格子配置においては、前記制御棒挿入位置を囲
   む４体の前記燃料集合体及び該燃料集合体の周囲の水ギ
   ャップ領域からなるいわゆる単位格子を格子状に均等に
   ４分割して形成される各々が、また、前記燃料集合体２
   体に対して１本の前記制御棒を配置するＫ格子配置にお
   いては、前記制御棒挿入位置を１組の対角として形成さ
   れる各々が、前記燃料集合体１体を内部に含み、かつ辺
   の長さが前記燃料集合体の配置ピッチと一致する正方形
   領域を燃料格子と称し、炉心を構成する全燃料格子の内
   部の面積和をＡ、炉心を構成する燃料格子において２個
   の隣接する燃料格子が共有することのない辺の総延長を
   Ｐ、原子炉の構造上または材料特性上決定される燃料集
   合体を並列配置可能で炉心として利用可能な円筒形状領
   域の水平断面円の直径をＤとしたとき、 Ｄ×（Ｐ／Ａ）の値が現行の電気出力１３５０ＭＷ級Ａ
   ＢＷＲ型原子炉での値である５．３８３より小となるよ
   うに前記燃料格子の辺の長さが選定されていることを特
   徴とする沸騰水型原子炉の炉心及び該炉心に装荷するよ
   うに寸法の決定された燃料集合体。
2. 【請求項２】内部に少なくとも核分裂燃料及び該核分裂
   燃料と区画された冷却材流路が配置された燃料集合体
   を、格子状に多数並列させて炉心を構成する現行の電気
   出力１３５０ＭＷ級ＡＢＷＲ型原子炉と同一、または、
   寸法が同等の圧力容器を有する沸騰水型原子炉におい
   て、 前記燃料集合体４体に対して１本の前記制御棒を配置す
   るＣおよびＤ格子配置においては、前記制御棒挿入位置
   を囲む４体の前記燃料集合体及び該燃料集合体の周囲の
   水ギャップ領域からなるいわゆる単位格子を格子状に均
   等に４分割して形成される各々が、また、前記燃料集合
   体２体に対して１本の前記制御棒を配置するＫ格子配置
   においては、前記制御棒挿入位置を１組の対角として形
   成される各々が、前記燃料集合体１体を内部に含み、か
   つ辺の長さが燃料集合体の配置ピッチと一致する正方形
   領域を燃料格子と称し、炉心を構成する全燃料格子の内
   部の面積和をＡ、前記炉心を構成する燃料格子において
   ２個の隣接する燃料格子が共有することのない辺の総延
   長をＰ、原子炉の構造上または材料特性上決定される燃
   料集合体を並列配置可能で炉心として利用可能な円筒形
   状領域の水平断面円の直径をＤとしたとき、 Ｄ×（Ｐ／Ａ）の値が現行の電気出力１３５０ＭＷ級Ａ
   ＢＷＲ型原子炉での値である５．３８３より小となるよ
   うに、前記燃料格子の長さが前記ＡＢＷＲ型原子炉の前
   記燃料格子の辺の長さに対して、 1.077 倍以上1.112 倍以下、 1.128 倍以上1.148 倍以下、 1.197 倍以上1.199 倍以下、 1.230 倍以上1.269 倍以下、 1.273 倍以上1.283 倍以下、 1.324 倍以上1.364 倍以下、 1.374 倍以上1.377 倍以下、 1.439 倍以上1.480 倍以下、 1.501 倍以上1.514 倍以下、 1.562 倍以上1.602 倍以下、 1.623 倍以上1.624 倍以下、 1.717 倍以上1.734 倍以下、 1.749 倍以上1.752 倍以下、 1.801 倍以上1.819 倍以下、 1.906 倍以上1.930 倍以下、の何れかの範囲に属してい
   ることを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心及び該炉心に
   装荷するように寸法の決定された燃料集合体。