JPS5816711B2 - 沸騰水型原子炉 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は原子炉、特に沸騰水型原子炉に係る。

沸騰水型原子炉においては、原子炉内に設置された原子
炉制御棒は、制御棒駆動装置によって炉心内に出入れさ
れるようになっており、特に原子炉を停止させる場合に
は駆動装置はすべての制御棒を炉心内に最大限に挿入す
る。

その際、制御棒駆動装置の故障又は池の伺らかの原因に
よって、炉心内制御棒の中最大の反応度価値を有する制
御棒１本が炉心内へ挿入できない事態となった場合、ま
たは炉心内に全制御棒が最大限に挿入された炉停止状態
から炉心内で最大の反応度価値を有する制御棒１本が誤
って引抜かれた場合でも、炉心内の中性子実効増倍率が
１以上となってはならず、炉心は未臨界状態を保たなけ
ればならない。

上記のことは炉心設計上義務づけられている。

前記の炉心内で最大の反応度価値を有する制御棒を除き
池の全ての制御棒が炉心内に最大限に挿入された状態で
の炉心内中性子実効増倍車体ｅｆ ｆとし、１−Ｋｅｆ
ｆを炉停止余裕と定義する。

原子炉の安全性から考えてこの炉停止余裕が大きい程安
全側となることは明らかである。

原子炉の停止余裕を向上させるには、燃料集合体に充填
される燃料ペレットのウラン２３５の濃縮度を低下させ
ればよいが、そのようにすれば、１回の燃料装荷で原子
炉が運転できる時間が短くなり経済上好ましくない。

例えば、原子炉の炉停止余裕を約１％Δに向上させるた
めに燃料集合体に充填される燃料ペレットのウラン２３
５濃縮度を０．１重量百分率（Ｗｌｏ）低くすれば、装
荷された燃料集合体が炉心内に留まり得る期間は、燃焼
度にして１０００ＭＷＤ／ＳＴ近く短くなり、それだけ
燃料取替周期が短くなって経済上好ましくない。

本発明は上記の事情に基きなされたもので、炉停止余裕
の向上をはかると共に、燃料集合体の取出し燃焼度の減
少を最小限とした沸騰水型原子炉を得ることを目的とし
ている。

本発明においては原子炉制御棒有効長と等しい長さの燃
料集合体上部約１０ｃｍ〜６０ｃｍ程度の部位に充填さ
れる燃料ペレ゛シトとして、池の部分のそれよりウラン
２３５の濃縮度の低いウラン（以下本明細書中低濃縮ウ
ランと呼ぶ）ペレットを使用するか又は天然ウランペレ
ットを使用する。

一般に沸騰水型原子炉では、炉停止時の燃料集合体軸方
向出力分布は第１図の曲線Ａの如く燃料集合体上部にお
いて最も犬となる。

これは次の如き理由による。

すなわち、沸騰水型原子炉ではその出力運転中、炉心上
部のボイド率が最も高いため、中性子スペクトルはその
部において最も硬くなっており、ウラン２３８がプルト
ニウム２３９に転換される割合が燃料集合体上部が他部
に比し犬であるから、炉停止によりボイドが消滅した時
燃料集合体上部の炉心反応度が犬となるのである。

本発明は上記の事実に着目してなされたもので、炉停止
時の燃料集合体上部の中性子束を低下させることにより
目的を達成している。

第１図は燃料集合体の軸方向位置を横軸に、炉停止時の
炉心内軸方向中性子束の相対値を縦軸にとったもので、
この第１図において、曲線Ｂは燃料集合体上部１５ｃｍ
の燃料ペレットを、曲線Ａに示した燃料集合体のウラン
２３５濃縮度の重量百分率にして約３０％ウラン２３５
の量が少い低濃縮ウランペレットとした時の炉停止時燃
料集合体軸方向中性子束分布（相対値）を示す。

また、同図曲線Ｃは燃料集合体上部３０ｃｍに同様の低
濃縮ウランペレットを使用した場合の軸方向出力分布（
相対値）を示す。

さらに、同図曲線りは燃料集合体上部１５ｃｍに天然ウ
ランペレットを使用した時の軸方向出力分布（相対値）
を示している。

以下、１５ｃｍを単位として考えることが多いので、１
５ｃｍ＝１ノードとして説明する。

第１図の曲線Ａ−Ｄかられかるように、燃料集合体上部
数ノードに低濃縮又は天然ウランペレットを充填した時
、炉心上部における炉停止時中性子束を低く押えること
ができる。

すなわち、例えば低濃縮ウランを１７−ド充填した場合
において約１０％の出力低下が見られ、天然ウランを１
ノード充填した特約３０％の出力低下が見られる。

第２図、第３図、第４図につき、上記の如く燃料集合体
上部数ノードに低濃縮又は天然ウランを使用し前記の如
く炉停止時炉心上部中性子束を低下させた時、実際にど
の程度炉停止余裕が向上されるか、また上記の如く低濃
縮ウラン又は天然ウランを使用することにより燃料集合
体の取出し燃焼度がどのように影響されるかを説明する
。

第２図は横軸は従来から用いられている燃料集合体平均
ウラン濃縮度を基準にして、燃料集合体上部に低濃縮ウ
ラン、天然ウラン等を使用したための燃料集合体平均の
ウラン２３５濃縮度の減少割合を重量百分率で示したも
のであり、縦軸は燃料集合体平均のウラン２３５濃縮度
減少に伴う燃料集合体の燃焼度の損失割合をＭＷＤ／Ｓ
Ｔ単位で示したものである。

第２図の点ＰｉＰ２Ｐ３は、それぞれ天然ウランを１ノ
ード、２ノード、３ノ一ド燃料集合体上部に使用した時
の、また点Ｐ４．Ｐ５Ｐ６Ｐ７はそれぞれ前記の低濃縮
ウランを１７−ド、２ノード、３ノード、４ノ一ド燃料
集合体上部に使用した時の燃料集合体平均のウラン２３
５濃縮度減少と燃料集合体燃焼度損失との関係を示して
いる。

また、点００は従来慣用の通常の燃料集合体を示し本発
明作用効果判断の基準となる。

なお、点Ｐ８は燃料集合体全般にわたり濃縮率を一率Ｑ
、 １ ｗ ／ ｏ低下させた時の、また点Ｐ９は同様
に０．２ｗ１０低下させた時の燃料集合体燃焼度損失の
割合を示し、本発明との比較参照のため図示されたもの
である。

この第２図から、燃料集合体を構成するペレット全体の
濃縮度を一率に切下げるよりも、燃料集合体上部数ノー
ドのペレットを低濃縮ウランか天然ウランとする方が、
同一の燃料集合体平均のウラン２３５濃縮度減少率に対
し、燃焼度の損失が少くてすむことがわかる。

次に第３図、第４図により、本発明による炉停止余裕の
向上につき説明する。

第３図、第４図共横軸に天然ウランを充填したノード数
をとり、縦軸上半には炉停止余裕の向上率を、同下半左
側には燃料集合体上部数ノードに天然ウランを使用する
ことによる炉心反応度の損失率を、従来慣用の燃料集合
体の炉心反応度を基準にして百分率で示してあり、同下
半左側は燃料集合体軸方向出力ビーキング係数の悪化率
を百分率で示したものである。

第３図、第４図の縦軸下半左側の炉心反応度損失率は、
第２図の縦軸燃焼度損失割合に比例する量であるｄ第３
図（７）点Ｐ１’Ｐ’２’Ｐ３’ＰＩはそＭれ燃料集合
体上部１ノード、２ノード、３ノード。

４ノードに天然ウランを使用した場合の炉停止余裕向上
率であり、例えば天然ウランを１ノード使用した時、停
止余裕は１％Δに向上し、その時の炉心反応損失は０．
１％Δに以下である。

天然ウランを３７−ドにわたり充填しても炉心反応度損
失は０．４％Δに以下（第２図点Ｑ３ ）以下であるに
過ぎない。

これに対し燃料集合体の全般にわたり濃縮度を一率に切
下げ炉停止余裕を１％Δに向上させようとすると、通例
炉心反応度は約１％Δに低下することとなるので、上記
から本発明の効果は明らかである。

なお、第３図ニオイテ点Ｐ１“、Ｐｚ′、Ｐｒ、Ｒ４“
。

Ｒ４“は各ノード数に対応する炉停止余裕向上率Ｐ１’
、 Ｐ２’ 、 Ｐ３’、 Ｐ４’°から、各ノード
数に対応する炉心反応度損失率Ｑｌ 、 Ｑ２１ Ｑ３
、 Ｑ４を差引いた量を示している。

例えば第３図ＰＹ′点について考える。

この点は、本発明における燃料集合体の天然ウランを充
填したノード以外のペレットの濃縮度を高める等の方法
により、その炉心反応度を従来の燃料集合体のそれと同
等に、すなわち同等の燃焼度を保障した場合にも炉停止
余裕は１％Δに近く向上することを示している。

また、炉停止余裕の向上を０．５％ΔＫに留めれば、炉
心反応度を従来より０．５％程度向上させることができ
、燃焼度を高めることができる。

一方第３図の曲線Ｐ１“、Ｒ２“、Ｒ３“、Ｒ４“から
もわかるように、実効的な炉停止余裕の向上率は、天然
ウランの充填されるノード数をむやみに増加させてもあ
まりのびないことと、第３図に点Ｒ１゜Ｒ２で示される
軸方向出力ビーキング係数の悪化とを考慮すれば、天然
ウランを充填するノード数は１〜４の範囲とするのが適
当であると思料される０ 第４図は燃料集合体上部数ノードに低濃縮ウランを充填
した場合の第３図と同様の図である。

この図から低濃縮ウランを充填した場合は、炉停止余裕
の向上率は前記の天然ウラン充填の燃料集合体より小で
あるが、軸方向出力分布の悪化は天然ウラン充填の燃料
集合体よりも小であることがわかる。

なお、本発明と直接の関連を有するものではないが、核
燃料物質の節減のため、制御棒の有効長外となる部分に
天然ウランを充填した燃料集合体が知られており、従前
より使用されているが、この燃料集合体において前記の
天然ウランは炉停止余裕の向上に何ら寄与しておらず、
炉停止余裕は天然ウラン充填部を有しない燃料集合体と
同一程度であるに過ぎない。

なお、本発明は上記実施例のみに限定されない。

例えば燃料集合体の有効長が原子炉制御棒のそれより犬
である場合には、炉停止時に全挿入された制御棒より上
方にある燃料集合体の部分に低濃縮度ウラン又は天然ウ
ランを充填し、原子炉制御棒上端より下方数ノードの部
分に低濃縮度ウラン又は天然ウランを充填することによ
り、前記各実施例と同様の作用効果を得ることができる
。

また、低濃縮度ウラン又は天然ウランの充填は必ずしも
全ての燃料集合体に対して行う必要はなく、要求される
炉停止余裕によって定まる数の一部の燃料集合体のみに
対して行ってもよい。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明原子炉の停止時軸方向出力分布を従来の
沸騰水型原子炉のそれと比較して示す線図、第２図は本
発明における燃料集合体の燃料集合体平均濃縮度減少割
合と燃焼度減少割合の関係を従来の燃料集合体のそれと
比較して示す線図、第３図は本発明の一実施例の炉停止
余裕の向上率、炉心反応度の減少率、軸方向出力係数の
悪化率を示す線図、第４図は他の実施例の第３図と同様
の線図である。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 原子炉制御棒有効長と等しい有効長を有する燃料集
   合体を炉心に装荷したものにおいて、前記燃料集合体の
   上端から１５乃至６０ｃｒｆＬの範囲に充填される燃料
   ペレットを、他部に充填される燃料ペレットより濃縮度
   の低いウラン又は天燃ウランにより構成したことを特徴
   とする沸騰水型原子炉。 ２ 他部の燃料ペレットより濃縮度の低いウラン又は天
   燃ウランから成る燃料ペレットの、上端から１５乃至６
   ０ＣＩＩＬの範囲への充填を全燃料集合体に行ったこと
   を特徴とする特許請求の範囲第１項記載の沸騰水型原子
   炉。 ３ 他部の燃料ペレットより濃縮度の低いウラン又は天
   燃ウランから成る燃料ペレットの、上端から１５乃至６
   ０ＣｒｒＬの範囲への充填を一部の燃料集合体に行った
   ことを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の沸騰水型
   原子炉。