JPS58150898A - 核燃料装荷方法 - Google Patents
核燃料装荷方法Info
- Publication number
- JPS58150898A JPS58150898A JP57033213A JP3321382A JPS58150898A JP S58150898 A JPS58150898 A JP S58150898A JP 57033213 A JP57033213 A JP 57033213A JP 3321382 A JP3321382 A JP 3321382A JP S58150898 A JPS58150898 A JP S58150898A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- core
- fuel
- reactor core
- case
- neutron
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
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Classifications
-
- 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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は核燃料装荷方法に係り、特に核的な安全性を確
保しつつ短期間で作業するのに好適な核燃料装荷方法に
関するものである。
保しつつ短期間で作業するのに好適な核燃料装荷方法に
関するものである。
従来の核燃料装荷方法では燃料装荷用の特別な中性子源
と中性子検出器の準備が必要で、かつ、燃料装荷は炉心
満水状態、すなわち、水中で行うようにしているので、
燃料の装荷操作が困難であり、また、全炉心形成後、燃
料装荷用中性子源をガンマ線強度が極めて強い原子炉炉
心起動用中性子源と交換するとともに、燃料装荷用中性
子検出器を炉心起動用中性子検出器に切り替える必要が
あシ、さらに、水中下であるため全炉心確認が困難で多
大な準備と長期にわたる困難な作業が必要であった。
と中性子検出器の準備が必要で、かつ、燃料装荷は炉心
満水状態、すなわち、水中で行うようにしているので、
燃料の装荷操作が困難であり、また、全炉心形成後、燃
料装荷用中性子源をガンマ線強度が極めて強い原子炉炉
心起動用中性子源と交換するとともに、燃料装荷用中性
子検出器を炉心起動用中性子検出器に切り替える必要が
あシ、さらに、水中下であるため全炉心確認が困難で多
大な準備と長期にわたる困難な作業が必要であった。
本発明は上記に鑑みてなされたもので、その目的とする
ところは、多大な準備と長期にわたる困難な作業を解消
し、操作、作業性を大幅に改善して燃料装荷期間を短縮
することができる核燃料装荷方法を提供することにある
。
ところは、多大な準備と長期にわたる困難な作業を解消
し、操作、作業性を大幅に改善して燃料装荷期間を短縮
することができる核燃料装荷方法を提供することにある
。
本発明の第１の特徴は、原子炉炉心を冷却材を張らない
空の状態として上記炉心に放射線被曝が無視しうる炉心
起動用中性子源と炉心起動用中性子検出器とを設置し、
燃料を順次装荷して全炉心を形成し、その後炉心確認を
行ってから上記炉心を冷却材で満水するようにした点に
おる。第２の特徴は、上記において、燃料を装荷すると
きに、チェッカーボード状に燃料を装荷して１／２炉心
を形成し、その後炉心を冷却材で満水してから残シの１
／２炉心に燃料を装荷して全炉心を形成して炉心確認を
行うようにし要点にある。
空の状態として上記炉心に放射線被曝が無視しうる炉心
起動用中性子源と炉心起動用中性子検出器とを設置し、
燃料を順次装荷して全炉心を形成し、その後炉心確認を
行ってから上記炉心を冷却材で満水するようにした点に
おる。第２の特徴は、上記において、燃料を装荷すると
きに、チェッカーボード状に燃料を装荷して１／２炉心
を形成し、その後炉心を冷却材で満水してから残シの１
／２炉心に燃料を装荷して全炉心を形成して炉心確認を
行うようにし要点にある。
以下本発明の方法の一実施例を第１図〜第５図を用いて
従来技術と比較しながら詳細に説明する。
従来技術と比較しながら詳細に説明する。
第１図は従来法と本発明に係る方法とを要約して示した
図である。従来法であるケースエでは、原子炉心を満水
とし、燃料装荷用中性子源（Ａｍ−１３ｅ ）と燃料装
荷用中性子検出器ＣＦＬＣ）とを設置し、燃料を順次装
荷して全炉心を形成し中おり、その後、中性子源（Ａｍ
−Ｂｅ）をガンマ線強度が極めて強い炉心起動用中性子
源（Ｓｂ−１３ｅ）とＭＬ、また、中性子検出器（ＦＬ
Ｃ）も炉心起動用中性子検出器（ＳＲＭ）に切り替え、
最後に水中下で全燃料が問題なく装荷されたがどうかを
目視確認するようにしている。この一連の作業は、臨界
事故防止の観点から十分安全が確保されており、最大反
応度が投入される全炉心形成時においても、例えば、４
６０ＭＷｅ標準プラント炉心で実効増倍率（ｋｅｆｆ）
は０．９５である。
図である。従来法であるケースエでは、原子炉心を満水
とし、燃料装荷用中性子源（Ａｍ−１３ｅ ）と燃料装
荷用中性子検出器ＣＦＬＣ）とを設置し、燃料を順次装
荷して全炉心を形成し中おり、その後、中性子源（Ａｍ
−Ｂｅ）をガンマ線強度が極めて強い炉心起動用中性子
源（Ｓｂ−１３ｅ）とＭＬ、また、中性子検出器（ＦＬ
Ｃ）も炉心起動用中性子検出器（ＳＲＭ）に切り替え、
最後に水中下で全燃料が問題なく装荷されたがどうかを
目視確認するようにしている。この一連の作業は、臨界
事故防止の観点から十分安全が確保されており、最大反
応度が投入される全炉心形成時においても、例えば、４
６０ＭＷｅ標準プラント炉心で実効増倍率（ｋｅｆｆ）
は０．９５である。
次に、本発明に係る第１の方法（ケース■）について説
明する。まず、最初は原子炉炉心を水を張らない空の状
態とし、ガンマ線強度が極めて弱い炉心起動用中性子源
（Ｃｆ−８ｂ−Ｂｅ）と炉心起動用中性子検出器（ＳＲ
Ｍ）とを設置し、燃料を順次装荷して全炉心を形成させ
、炉心確認を行う。その後、原子炉炉心を満水とする。
明する。まず、最初は原子炉炉心を水を張らない空の状
態とし、ガンマ線強度が極めて弱い炉心起動用中性子源
（Ｃｆ−８ｂ−Ｂｅ）と炉心起動用中性子検出器（ＳＲ
Ｍ）とを設置し、燃料を順次装荷して全炉心を形成させ
、炉心確認を行う。その後、原子炉炉心を満水とする。
この一連の作業はケース■の場合と同様臨界事故防止の
観点から十分安全が確保されており、空中全炉心形成時
において、例えば、４６ｅＭｗｅ標準プラント炉心で実
効増倍率（ｋｅｆｆ戦０．６９であり、満水状態ではそ
れが０．９５である。
観点から十分安全が確保されており、空中全炉心形成時
において、例えば、４６ｅＭｗｅ標準プラント炉心で実
効増倍率（ｋｅｆｆ戦０．６９であり、満水状態ではそ
れが０．９５である。
次に、本発明に係る第２の方法（ケース■）について説
明する。炉心が空の状態で炉心起動用中性子源（Ｃｆ−
８ｂ−Ｂｅ）と炉心起動用中性子検出器（ＳＲＭ）とを
設置することはケース■の場合と同様で、次にチェッカ
ーボード状に燃料を装荷して１／２炉心を形成させる。
明する。炉心が空の状態で炉心起動用中性子源（Ｃｆ−
８ｂ−Ｂｅ）と炉心起動用中性子検出器（ＳＲＭ）とを
設置することはケース■の場合と同様で、次にチェッカ
ーボード状に燃料を装荷して１／２炉心を形成させる。
これは沸とう水型原子炉の制御棒の配置と空気中状態に
おける投入反応度を極力抑える目的のためのものである
。その後、炉心を満水とし、残シの１／２炉心に燃料を
装荷して全炉心を形成させ、炉心確認を行う。この場合
の実効増倍率は、空気中１／２炉心で０．６９未満、満
水１／２炉心で０．９５未満、満水全炉心で０．９５で
ある。
おける投入反応度を極力抑える目的のためのものである
。その後、炉心を満水とし、残シの１／２炉心に燃料を
装荷して全炉心を形成させ、炉心確認を行う。この場合
の実効増倍率は、空気中１／２炉心で０．６９未満、満
水１／２炉心で０．９５未満、満水全炉心で０．９５で
ある。
第２図は第１図のケースＩ〜■の場合の燃料装荷所要日
数の比較を示したもので、横軸に所要日数、縦軸に装荷
燃料本数をとって示してあシ、８曲線はケース■、ｂ曲
線はケースｆｌ、ｃ曲線はケース■の場合を示してあ−
。ケースＩの場合は、燃料部分引抜き中性子源交換に要
する日数Ａと中性子検出器交換に要する日数Ｂとがある
ので、約１６日間（０，６時間／１燃料装荷）必要であ
るが、本発明に係るケース■の場合は６日間（０，３時
間／１燃料装荷）、ケース■の場合は９日間〔前半が（
０，３時間／１燃料装荷）、後半が（０，６時間／１燃
料装荷）〕となる。
数の比較を示したもので、横軸に所要日数、縦軸に装荷
燃料本数をとって示してあシ、８曲線はケース■、ｂ曲
線はケースｆｌ、ｃ曲線はケース■の場合を示してあ−
。ケースＩの場合は、燃料部分引抜き中性子源交換に要
する日数Ａと中性子検出器交換に要する日数Ｂとがある
ので、約１６日間（０，６時間／１燃料装荷）必要であ
るが、本発明に係るケース■の場合は６日間（０，３時
間／１燃料装荷）、ケース■の場合は９日間〔前半が（
０，３時間／１燃料装荷）、後半が（０，６時間／１燃
料装荷）〕となる。
第１表は第１図のケースＩの場合とケース■。
■の場合の炉心起動用中性子源の比較を示したものであ
る。
る。
第１表に示すように、炉心装荷時中性子強度は、ケース
Ｉとケース■、■の場合とでほぼ同一であるが、半減期
、放射線量率の観点で本発明に係るケース■、■の場合
の炉心起動用中性子源（Ｃｆ−８ｂ−１３ｅ）が優れて
いる。すなわち、Ｃｆ−Ｂｂ−Ｂｅは半減期２．６５年
で、燃料装荷工程に対して大幅な自由度を有し、ま九、
ＲＨＭ値は、１．２（１ｍの距離における線量率が１．
２レントゲン／時間）であり、距離を大きくとることに
より空気中での取り扱いが可能であり、燃料装荷中、炉
心上部グリッド上に要員が乗り、燃料装荷のガイドをす
ることも可能になる（必要に応じて簡単な放射線じゃ載
板を設ける。）。また、燃料装荷中に原子炉炉心の核的
状態を炉心起動用中性子検出器（Ｓ ＲＭ ）によって
連続監視する必要があるが、この場合、中性子源の強度
、中性子検出器（８ＲＭ）の検出感度等より監視に適当
なレベルの計数率を確保することもできる。
Ｉとケース■、■の場合とでほぼ同一であるが、半減期
、放射線量率の観点で本発明に係るケース■、■の場合
の炉心起動用中性子源（Ｃｆ−８ｂ−１３ｅ）が優れて
いる。すなわち、Ｃｆ−Ｂｂ−Ｂｅは半減期２．６５年
で、燃料装荷工程に対して大幅な自由度を有し、ま九、
ＲＨＭ値は、１．２（１ｍの距離における線量率が１．
２レントゲン／時間）であり、距離を大きくとることに
より空気中での取り扱いが可能であり、燃料装荷中、炉
心上部グリッド上に要員が乗り、燃料装荷のガイドをす
ることも可能になる（必要に応じて簡単な放射線じゃ載
板を設ける。）。また、燃料装荷中に原子炉炉心の核的
状態を炉心起動用中性子検出器（Ｓ ＲＭ ）によって
連続監視する必要があるが、この場合、中性子源の強度
、中性子検出器（８ＲＭ）の検出感度等より監視に適当
なレベルの計数率を確保することもできる。
第３図は原子炉炉心の燃料、起動用中性子源（Ｃｆ−８
ｂ−Ｂ ｅ ） 、起動用中性子検出器（８皐Ｍ）の配
置の一例を示す断面図で、１は燃料（集合体ｘ２は起動
用中性子源（ｃｆ−８ｂ−１３ｅ）、３は起動用中性子
検出器（ＳＲＭ）である。
ｂ−Ｂ ｅ ） 、起動用中性子検出器（８皐Ｍ）の配
置の一例を示す断面図で、１は燃料（集合体ｘ２は起動
用中性子源（ｃｆ−８ｂ−１３ｅ）、３は起動用中性子
検出器（ＳＲＭ）である。
第２表は本発明に係るケース■の方法による場合、第４
図、第５図は本発明に係るケース■の方法による場合の
燃料装荷作業中に臨界事故防止の観点から核的に十分安
全が確保されていることを示す表および線図である。
図、第５図は本発明に係るケース■の方法による場合の
燃料装荷作業中に臨界事故防止の観点から核的に十分安
全が確保されていることを示す表および線図である。
第２表は第１図に例示した実効増倍率（ｋｅｆｆ）α慣
結果で、本発明に係るケース■の場合は、減速材密度を
ｏ、 １ｇ／ｃｃ（実際にはこれ以下である。）と仮定
して計算しである。第２表によれば、従来のケースＩの
場合の実効増倍率０．９５ （ｋｅｆｆ）に対して本発
明に係るケース■の場合のそれは０．６９（ｋｅｆｆ）
となシ、核的に十分安全が確保されていることがわかる
。
結果で、本発明に係るケース■の場合は、減速材密度を
ｏ、 １ｇ／ｃｃ（実際にはこれ以下である。）と仮定
して計算しである。第２表によれば、従来のケースＩの
場合の実効増倍率０．９５ （ｋｅｆｆ）に対して本発
明に係るケース■の場合のそれは０．６９（ｋｅｆｆ）
となシ、核的に十分安全が確保されていることがわかる
。
第４図、第５図は、それぞれ第１図の本発明に係るケー
ス■の場合において、チェッカーボード界確認および原
子炉停止余裕確認を示すための燃料装荷本数と逆増倍率
（中性子検出器計数率相対比率の逆数）との関係を示す
線Ｑで、第４図、第５図よシ核的に十分安全が確保され
ていることがわかる。
ス■の場合において、チェッカーボード界確認および原
子炉停止余裕確認を示すための燃料装荷本数と逆増倍率
（中性子検出器計数率相対比率の逆数）との関係を示す
線Ｑで、第４図、第５図よシ核的に十分安全が確保され
ていることがわかる。
上記したケース■、■の本発明の実施例によれば、燃料
装荷用中性子源（Ａｍ−Ｂｅ）、燃料装荷用中性子検出
器（ＦＬＣ）の準備が不要であシ、かつ、核的な安全性
を確保しつつ空気中状態で燃料装荷、炉心確認が可能と
なり、その操作、作業性が大幅に改善され、また、燃料
装荷用中性子源と炉心起動用中性子源との交換等が不要
となり、さらに、ガンマ線強度の極めて強い炉心起動用
中性子源（Ｓｂ−Ｂｅ）の取シ扱いが不要となり、また
、燃料装荷用中性子検出器と炉心起動用中性子検出器と
の切り替えが不要となり、例えば、４６０ＭＷｅ標準プ
ラント炉心の燃料装荷期間は従来１６日であったものが
、ケース■では６日、ケース■では９日と大幅に短縮さ
れる。
装荷用中性子源（Ａｍ−Ｂｅ）、燃料装荷用中性子検出
器（ＦＬＣ）の準備が不要であシ、かつ、核的な安全性
を確保しつつ空気中状態で燃料装荷、炉心確認が可能と
なり、その操作、作業性が大幅に改善され、また、燃料
装荷用中性子源と炉心起動用中性子源との交換等が不要
となり、さらに、ガンマ線強度の極めて強い炉心起動用
中性子源（Ｓｂ−Ｂｅ）の取シ扱いが不要となり、また
、燃料装荷用中性子検出器と炉心起動用中性子検出器と
の切り替えが不要となり、例えば、４６０ＭＷｅ標準プ
ラント炉心の燃料装荷期間は従来１６日であったものが
、ケース■では６日、ケース■では９日と大幅に短縮さ
れる。
して万全なる確認を易学と判−され、また、ガンマ線強
度の強い中性子源（８ｂ−Ｂｅ）の取り扱い上、そのし
や蔽が必要であるためである。ところで、前者は長年に
亘る沸とう水型原子炉の核燃料の設計、製造の実績によ
り対処でき、また、後者は本発明に係るＣ ｆ−８ｂ−
３３ｅよりなる中性子源を用いることによって解決され
る。
度の強い中性子源（８ｂ−Ｂｅ）の取り扱い上、そのし
や蔽が必要であるためである。ところで、前者は長年に
亘る沸とう水型原子炉の核燃料の設計、製造の実績によ
り対処でき、また、後者は本発明に係るＣ ｆ−８ｂ−
３３ｅよりなる中性子源を用いることによって解決され
る。
以上説明したように、本発明によれば、多大な準備と長
期にわたる困難な作業を解消でき、操作作業性が大幅に
改善されて燃料装荷期間を短縮できるという効果がある
。
期にわたる困難な作業を解消でき、操作作業性が大幅に
改善されて燃料装荷期間を短縮できるという効果がある
。
第１図は従来法と本発明に係る方法とを要約して示した
説明図、第２図は第１図のケースＩ〜■の場合の燃料装
荷日数の比較を示した線図、第３図は本発明の核燃料装
料方法を実施する場合の原子炉炉心の燃料、起動用中性
子源、起動用中性子検出器の配置の一例を示す断面図、
第４図、第５図は逆増倍率と装荷燃料本数との関係を示
す線図である。 １・・・燃料（集合体）、２・・・起動用中性子源（Ｃ
８（は力１１名〕 第３０ − 杆 “′”ｔｏ ｔ＋ ｊＢ ２２２６３０ Ｊ４”４２
宏ヤ 別 第４−口 第Ｓ口 咬荷１Ｐ、ずイ本数
説明図、第２図は第１図のケースＩ〜■の場合の燃料装
荷日数の比較を示した線図、第３図は本発明の核燃料装
料方法を実施する場合の原子炉炉心の燃料、起動用中性
子源、起動用中性子検出器の配置の一例を示す断面図、
第４図、第５図は逆増倍率と装荷燃料本数との関係を示
す線図である。 １・・・燃料（集合体）、２・・・起動用中性子源（Ｃ
８（は力１１名〕 第３０ − 杆 “′”ｔｏ ｔ＋ ｊＢ ２２２６３０ Ｊ４”４２
宏ヤ 別 第４−口 第Ｓ口 咬荷１Ｐ、ずイ本数
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉炉心を冷却材を張らない空の状態として前記
炉心に放射線頓曝が無視しうる炉心起動用中性子源と炉
心起動用中性子検出器とを設置するとともに燃料を順次
轟荷して全炉心を形成し、その後炉心確認を行ってから
前記炉心を冷却材で満水とすることを特徴とする核燃料
装荷方法。 ２、原子炉炉心を冷却材を張らない空の状態として前記
炉心に放對線勉曝が無視しうる炉心起動用中性子源と炉
心起動用中性子検出器とを脱室するとともにチェッカー
ボード状に燃料を装荷してＶ２炉心を形成し、その後前
記炉心を冷却材で満水してから残シの１／２炉心に燃料
を装荷して全炉心を形成して炉心確認を行うことを特徴
とする核燃料装荷方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57033213A JPS58150898A (ja) | 1982-03-03 | 1982-03-03 | 核燃料装荷方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57033213A JPS58150898A (ja) | 1982-03-03 | 1982-03-03 | 核燃料装荷方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58150898A true JPS58150898A (ja) | 1983-09-07 |
Family
ID=12380162
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57033213A Pending JPS58150898A (ja) | 1982-03-03 | 1982-03-03 | 核燃料装荷方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS58150898A (ja) |
-
1982
- 1982-03-03 JP JP57033213A patent/JPS58150898A/ja active Pending
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