JPH1090461A - 原子炉初装荷炉心及び燃料装荷方法 - Google Patents
原子炉初装荷炉心及び燃料装荷方法Info
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- JPH1090461A JPH1090461A JP8245916A JP24591696A JPH1090461A JP H1090461 A JPH1090461 A JP H1090461A JP 8245916 A JP8245916 A JP 8245916A JP 24591696 A JP24591696 A JP 24591696A JP H1090461 A JPH1090461 A JP H1090461A
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】ＭＯＸ燃料の調達に影響されずに、計画通りに
運転が行える原子炉の初装荷炉心を提供する。 【解決手段】初装荷炉心に装荷される初装荷ＭＯＸ燃料
と同数の取替ウラン燃料を同時に準備し、初装荷ＭＯＸ
燃料が炉心に装荷されない場合には、取替ウラン燃料を
初装荷炉心に装荷する。また、取替ウラン燃料は可燃性
毒物，核分裂性物質濃度を調整することによって、ＭＯ
Ｘ燃料と同様の反応度特性を持たせることが有効であ
る。
運転が行える原子炉の初装荷炉心を提供する。 【解決手段】初装荷炉心に装荷される初装荷ＭＯＸ燃料
と同数の取替ウラン燃料を同時に準備し、初装荷ＭＯＸ
燃料が炉心に装荷されない場合には、取替ウラン燃料を
初装荷炉心に装荷する。また、取替ウラン燃料は可燃性
毒物，核分裂性物質濃度を調整することによって、ＭＯ
Ｘ燃料と同様の反応度特性を持たせることが有効であ
る。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は軽水炉炉心に係り、
特に、ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料を装荷する
初装荷炉心に及び燃料装荷方法に関する。
特に、ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料を装荷する
初装荷炉心に及び燃料装荷方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】一般に、原子力エネルギの核燃料リサイ
クルにおいて、再処理によって使用済み燃料から取り出
されたプルトニウムをウランと混合し、ウラン・プルト
ニウム混合酸化物燃料（以下ＭＯＸ燃料）として、軽水
炉で利用することが計画されている。この際、プルトニ
ウム使用量の増加及びＭＯＸ燃料利用の集中を目的とし
たＭＯＸ燃料装荷率増加のニーズがある。
クルにおいて、再処理によって使用済み燃料から取り出
されたプルトニウムをウランと混合し、ウラン・プルト
ニウム混合酸化物燃料（以下ＭＯＸ燃料）として、軽水
炉で利用することが計画されている。この際、プルトニ
ウム使用量の増加及びＭＯＸ燃料利用の集中を目的とし
たＭＯＸ燃料装荷率増加のニーズがある。
【０００３】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
呼ばれ、この初装荷燃料で構成された炉心は初装荷炉心
と呼ばれるが、ＭＯＸ燃料装荷率増加の一つの方法とし
て、初装荷炉心にＭＯＸ燃料を装荷することが想定され
ている。
燃料集合体は初装荷燃料集合体（以下、初装荷燃料）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
と呼ばれるが、ＭＯＸ燃料装荷率増加の一つの方法とし
て、初装荷炉心にＭＯＸ燃料を装荷することが想定され
ている。
【０００４】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。
【０００５】従来の初装荷炉心は、特開平5−249270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長い間炉心に装荷しておくことも
記載されている。
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長い間炉心に装荷しておくことも
記載されている。
【０００６】ＭＯＸ燃料は成型加工費がウラン燃料に比
べ高価であるため、初装荷炉心にＭＯＸ燃料を装荷する
場合には、ＭＯＸ燃料を前記高濃縮燃料の替わりに炉心
に装荷し、長い間炉心に装荷しておくことが経済上有利
である。
べ高価であるため、初装荷炉心にＭＯＸ燃料を装荷する
場合には、ＭＯＸ燃料を前記高濃縮燃料の替わりに炉心
に装荷し、長い間炉心に装荷しておくことが経済上有利
である。
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】ＭＯＸ燃料を炉心に装
荷する場合に重要なことは、ＭＯＸ燃料の調達上、輸送
上等の問題によりＭＯＸ装荷体数の変動が起こった場合
にも、柔軟に運転計画が対応できるということである。
荷する場合に重要なことは、ＭＯＸ燃料の調達上、輸送
上等の問題によりＭＯＸ装荷体数の変動が起こった場合
にも、柔軟に運転計画が対応できるということである。
【０００８】本発明の目的は、ＭＯＸ燃料の装荷が遅れ
た場合にも、計画通りに運転が行える初装荷炉心及び燃
料装荷方法を提供することにある。
た場合にも、計画通りに運転が行える初装荷炉心及び燃
料装荷方法を提供することにある。
【０００９】
【課題を解決するための手段】本発明は、前記課題を初
装荷ＭＯＸ燃料体数と同数の第２サイクル以降炉心に装
荷されるウラン燃料を併せて用意し、初装荷ＭＯＸ燃料
が装荷できなかった場合、初装荷炉心に前記ウラン燃料
を装荷することによって解決する。
装荷ＭＯＸ燃料体数と同数の第２サイクル以降炉心に装
荷されるウラン燃料を併せて用意し、初装荷ＭＯＸ燃料
が装荷できなかった場合、初装荷炉心に前記ウラン燃料
を装荷することによって解決する。
【００１０】さらに好ましくは、前記ＭＯＸ燃料の代わ
りに初装荷炉心に装荷されるウラン燃料は可燃性毒物質
量をそれ以降の取替ウラン燃料よりも濃くすることによ
って、初装荷ＭＯＸ燃料と同等の反応度特性を持つこと
によって解決する。
りに初装荷炉心に装荷されるウラン燃料は可燃性毒物質
量をそれ以降の取替ウラン燃料よりも濃くすることによ
って、初装荷ＭＯＸ燃料と同等の反応度特性を持つこと
によって解決する。
【００１１】また、前記ウラン燃料の核分裂性物質濃度
を低下させることもより反応度特性を似せることも有効
である。
を低下させることもより反応度特性を似せることも有効
である。
【００１２】前記ウラン燃料はＭＯＸ燃料が初装荷炉心
に装荷された場合には第２サイクル以降に取替燃料とし
て炉心に装荷されるため経済的な損失は少ない。
に装荷された場合には第２サイクル以降に取替燃料とし
て炉心に装荷されるため経済的な損失は少ない。
【００１３】
【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。
【００１４】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、初装荷炉心にＭＯＸ燃料が
全燃料体数の約１／３にあたる２６４体装荷され、第２
サイクル以降、ＭＯＸ燃料装荷率約４０％程度（３６０
体）の平衡炉心へと移行する。また、初装荷燃料の手配
と同時に初装荷炉心に装荷されるＭＯＸ燃料体数と同数
のウラン燃料を手配し初装荷炉心に装荷できる状態にし
ておく。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、初装荷炉心にＭＯＸ燃料が
全燃料体数の約１／３にあたる２６４体装荷され、第２
サイクル以降、ＭＯＸ燃料装荷率約４０％程度（３６０
体）の平衡炉心へと移行する。また、初装荷燃料の手配
と同時に初装荷炉心に装荷されるＭＯＸ燃料体数と同数
のウラン燃料を手配し初装荷炉心に装荷できる状態にし
ておく。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。
【００１５】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、初装荷炉心の横断面を示す図である。本初装荷
炉心は、電気出力１３５万ｋＷ、運転サイクル月数１３
ケ月を想定したものであり、第１サイクルの開始に先立
ち実施される起動試験の長さは、燃焼度で表すと２.５
ＧＷｄ／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、初装荷炉心の横断面を示す図である。本初装荷
炉心は、電気出力１３５万ｋＷ、運転サイクル月数１３
ケ月を想定したものであり、第１サイクルの開始に先立
ち実施される起動試験の長さは、燃焼度で表すと２.５
ＧＷｄ／ｔ を想定している。
【００１６】図２の炉心には平均濃縮度１.３ｗｔ％ の
ウラン低濃縮燃料２８８体，平均濃縮度２.６ｗｔ％ の
ウラン中濃縮燃料３２０体及び、平均核分裂性プルトニ
ウム富化度２.９ｗｔ％，平均濃縮度１.２ｗｔ％の初装
荷ＭＯＸ燃料２６４体で構成されている。ウラン低濃縮
燃料は炉心の最外周及びコントロールセルに配置され、
残りの燃料はその他の位置に配置される。本構成による
炉心の平均核分裂性物質濃度は約２.６ｗｔ％ で、ＭＯ
Ｘ燃料装荷率は約１／３である。
ウラン低濃縮燃料２８８体，平均濃縮度２.６ｗｔ％ の
ウラン中濃縮燃料３２０体及び、平均核分裂性プルトニ
ウム富化度２.９ｗｔ％，平均濃縮度１.２ｗｔ％の初装
荷ＭＯＸ燃料２６４体で構成されている。ウラン低濃縮
燃料は炉心の最外周及びコントロールセルに配置され、
残りの燃料はその他の位置に配置される。本構成による
炉心の平均核分裂性物質濃度は約２.６ｗｔ％ で、ＭＯ
Ｘ燃料装荷率は約１／３である。
【００１７】図２の炉心構成で第１サイクルを運転後、
図１の第２ステップで第一回の燃料移動を行う。第１回
燃料移動では、ウラン低濃縮燃料を２８８体取り出さ
れ、替わりに第１回取替ウラン燃料１９２体と第１回取
替ＭＯＸ燃料９６体が炉心に装荷される。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。
図１の第２ステップで第一回の燃料移動を行う。第１回
燃料移動では、ウラン低濃縮燃料を２８８体取り出さ
れ、替わりに第１回取替ウラン燃料１９２体と第１回取
替ＭＯＸ燃料９６体が炉心に装荷される。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。
【００１８】一方、本方法の第１′ステップ、つまり初
装荷炉心にＭＯＸ燃料が装荷されない場合に構成される
初装荷炉心を図４に示す。本例では、ＭＯＸ燃料の装荷
が１サイクル分遅れた場合について想定している。
装荷炉心にＭＯＸ燃料が装荷されない場合に構成される
初装荷炉心を図４に示す。本例では、ＭＯＸ燃料の装荷
が１サイクル分遅れた場合について想定している。
【００１９】図４の炉心には平均濃縮度１.３ｗｔ％ の
ウラン低濃縮燃料２８８体，平均濃縮度２.６ｗｔ％の
ウラン中濃縮燃料３２０体及び、平均濃縮度３.７ｗｔ
％のウラン燃料２６４体で構成されている。ウラン低濃
縮燃料は炉心の最外周及びコントロールセルに配置さ
れ、残りの燃料はその他の位置に配置される。本構成に
よる炉心の平均核分裂性物質濃度は約２.９ｗｔ％ であ
る。
ウラン低濃縮燃料２８８体，平均濃縮度２.６ｗｔ％の
ウラン中濃縮燃料３２０体及び、平均濃縮度３.７ｗｔ
％のウラン燃料２６４体で構成されている。ウラン低濃
縮燃料は炉心の最外周及びコントロールセルに配置さ
れ、残りの燃料はその他の位置に配置される。本構成に
よる炉心の平均核分裂性物質濃度は約２.９ｗｔ％ であ
る。
【００２０】ＭＯＸ燃料の替わりのウラン燃料を炉心に
装荷する場合、余剰反応度などの炉心特性の観点から見
ると、できるだけ初装荷ＭＯＸ燃料と同等の反応度特性
を有することが必要である。図６に初装荷ＭＯＸ燃料，
取替ウラン燃料，本方法でＭＯＸ燃料に替わって炉心に
装荷されるウラン燃料の中性子無限増倍率の燃焼変化例
を示すが、図６から分かるように、ＭＯＸ燃料の替わり
に炉心に装荷されるウラン燃料は可燃性毒物の量を変化
させることによって、初装荷ＭＯＸ燃料によく似た無限
増倍率の変化を持つ。
装荷する場合、余剰反応度などの炉心特性の観点から見
ると、できるだけ初装荷ＭＯＸ燃料と同等の反応度特性
を有することが必要である。図６に初装荷ＭＯＸ燃料，
取替ウラン燃料，本方法でＭＯＸ燃料に替わって炉心に
装荷されるウラン燃料の中性子無限増倍率の燃焼変化例
を示すが、図６から分かるように、ＭＯＸ燃料の替わり
に炉心に装荷されるウラン燃料は可燃性毒物の量を変化
させることによって、初装荷ＭＯＸ燃料によく似た無限
増倍率の変化を持つ。
【００２１】図７は初装荷ＭＯＸ燃料を取替ウラン燃料
に替えた場合と本方法のウラン燃料に替えた場合の余剰
反応度の変化を表したグラフであるが、取替ウランを用
いた場合、余剰反応度が３％Δｋ程度大きくなっている
ことが分かる。余剰反応度の増加は、原子炉出力運転中
に挿入する制御棒本数や、原子炉停止時の炉停止余裕に
影響を及ぼすため大幅な変動は好ましくない。本方法に
よれば、余剰反応度の変化をより少なくすることがで
き、炉心特性上好ましい。
に替えた場合と本方法のウラン燃料に替えた場合の余剰
反応度の変化を表したグラフであるが、取替ウランを用
いた場合、余剰反応度が３％Δｋ程度大きくなっている
ことが分かる。余剰反応度の増加は、原子炉出力運転中
に挿入する制御棒本数や、原子炉停止時の炉停止余裕に
影響を及ぼすため大幅な変動は好ましくない。本方法に
よれば、余剰反応度の変化をより少なくすることがで
き、炉心特性上好ましい。
【００２２】また、可燃性毒物量を変化させることだけ
でなく、用意するウラン燃料に含まれる核分裂物質量を
調整し、ＭＯＸ燃料の反応度特性に似せることも有効で
ある。
でなく、用意するウラン燃料に含まれる核分裂物質量を
調整し、ＭＯＸ燃料の反応度特性に似せることも有効で
ある。
【００２３】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、ウラン低濃縮燃料を２８８体取り出さ
れ、替わりに第１回取替ウラン燃料１９２体と第１回取
替ＭＯＸ燃料９６体が炉心に装荷される。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。
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、ウラン低濃縮燃料を２８８体取り出さ
れ、替わりに第１回取替ウラン燃料１９２体と第１回取
替ＭＯＸ燃料９６体が炉心に装荷される。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。
【００２４】
【発明の効果】本発明によれば、ＭＯＸ燃料体数の変化
に柔軟に対応できる初装荷炉心を提供することができ
る。
に柔軟に対応できる初装荷炉心を提供することができ
る。
【図１】本発明による原子炉炉心への燃料装荷方法を示
すフローチャート。
すフローチャート。
【図２】図１の方法で構成される初装荷炉心の１／４の
横断面図。
横断面図。
【図３】図１の方法で構成される第２サイクル炉心の１
／４の横断面図。
／４の横断面図。
【図４】図１の方法で構成される初装荷炉心の１／４の
横断面図。
横断面図。
【図５】図１の方法で構成される第２サイクル炉心の１
／４の横断面図。
／４の横断面図。
【図６】初装荷ＭＯＸ燃料と取替ウラン燃料，本方法に
よるウラン燃料の無限増倍率の燃焼変化の特性図。
よるウラン燃料の無限増倍率の燃焼変化の特性図。
【図７】本方法による初装荷炉心の余剰反応度変化量の
特性図。
特性図。
１…ウラン低濃縮燃料、２…ウラン中濃縮燃料、３…取
替ウラン燃料、４…初装荷ＭＯＸ燃料、５…取替ＭＯＸ
燃料。
替ウラン燃料、４…初装荷ＭＯＸ燃料、５…取替ＭＯＸ
燃料。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 井筒 定幸 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 藤田 聡志 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 青山 肇男 茨城県日立市大みか町七丁目２番１号 株 式会社日立製作所電力・電機開発本部内
Claims (7)
- 【請求項１】ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料集合
体を装荷する原子炉初装荷炉心において、初装荷したウ
ラン・プルトニウム混合酸化物燃料と同数の取替ウラン
燃料を初装荷燃料と同時に用意することを特徴とする原
子炉初装荷炉心。 - 【請求項２】請求項１において、初装荷のウラン・プル
トニウム混合酸化物燃料が装荷されない場合には、替わ
りに前記取替ウラン燃料を装荷する燃料装荷方法。 - 【請求項３】請求項１に記載の前記取替ウラン燃料はそ
れ以降に炉心に装荷されるウラン燃料よりも可燃性毒物
質量が多い原子炉初装荷炉心。 - 【請求項４】請求項１に記載の前記取替ウラン燃料は、
可燃性毒物質量の最高値が初装荷ウラン燃料と同じであ
る原子炉初装荷炉心。 - 【請求項５】請求項１に記載の前記取替ウラン燃料は可
燃性毒物質であるガドリニア濃度の最高値が７.５ｗｔ
％ 以上である原子炉初装荷炉心。 - 【請求項６】請求項１に記載の前記取替ウラン燃料は、
核分裂性物質がそれ以降の取替ウラン燃料よりも少ない
原子炉初装荷炉心。 - 【請求項７】請求項１において、準備した前記取替ウラ
ン燃料が初装荷炉心に装荷されない場合には、第２サイ
クル以降優先的に炉心に装荷する燃料交換方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8245916A JPH1090461A (ja) | 1996-09-18 | 1996-09-18 | 原子炉初装荷炉心及び燃料装荷方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8245916A JPH1090461A (ja) | 1996-09-18 | 1996-09-18 | 原子炉初装荷炉心及び燃料装荷方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH1090461A true JPH1090461A (ja) | 1998-04-10 |
Family
ID=17140752
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP8245916A Pending JPH1090461A (ja) | 1996-09-18 | 1996-09-18 | 原子炉初装荷炉心及び燃料装荷方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH1090461A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2002372594A (ja) * | 2001-06-14 | 2002-12-26 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 沸騰水型原子炉炉心 |
| 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 |
| JP2013501234A (ja) * | 2009-08-06 | 2013-01-10 | アレバ・エヌペ | プルトニウム−平衡サイクルに達するための加圧水型原子炉を操作する方法 |
| 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 |
-
1996
- 1996-09-18 JP JP8245916A patent/JPH1090461A/ja active Pending
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2002372594A (ja) * | 2001-06-14 | 2002-12-26 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 沸騰水型原子炉炉心 |
| 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 |
| JP2013501234A (ja) * | 2009-08-06 | 2013-01-10 | アレバ・エヌペ | プルトニウム−平衡サイクルに達するための加圧水型原子炉を操作する方法 |
| 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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