JPS60177293A - 原子炉 - Google Patents
原子炉Info
- Publication number
- JPS60177293A JPS60177293A JP59032431A JP3243184A JPS60177293A JP S60177293 A JPS60177293 A JP S60177293A JP 59032431 A JP59032431 A JP 59032431A JP 3243184 A JP3243184 A JP 3243184A JP S60177293 A JPS60177293 A JP S60177293A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- flow rate
- bypass
- core
- cycle
- fuel
- 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
- Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (AREA)
- Analysing Materials By The Use Of Radiation (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】
〔発明の利用分野〕
本発明は軽水冷却型原子炉に係り、特に炉心流量を調整
することにより、バイパス流量（漏洩流量）を変化させ
て、スペクトルシフト効果を利用して燃料経済性を向上
させた原子炉に関する。
することにより、バイパス流量（漏洩流量）を変化させ
て、スペクトルシフト効果を利用して燃料経済性を向上
させた原子炉に関する。
沸騰水型原子炉を例にとると、沸騰水型原子炉では軸方
向にボイド分布を有する為、炉心上部に比べ炉心下部に
おける中性子の熱化が進み、出力ピークの位置が炉心下
部に歪む、又炉心断面図でみると、バイパス部の減速材
により燃料周辺部に出力ピークを持っているという特徴
を持っている。
向にボイド分布を有する為、炉心上部に比べ炉心下部に
おける中性子の熱化が進み、出力ピークの位置が炉心下
部に歪む、又炉心断面図でみると、バイパス部の減速材
により燃料周辺部に出力ピークを持っているという特徴
を持っている。
現在の炉心設計では、燃料健全性の確保とプラント利用
率向上の観点から、出力ピークをできるだけ低下させ、
線出力密度を低く抑える設計が講じられている。
率向上の観点から、出力ピークをできるだけ低下させ、
線出力密度を低く抑える設計が講じられている。
しかしながら、近年の燃料技術開発の結果、バリア燃料
等のＰＣＩ（燃料−被覆管作用）対策が開発されるに従
い、今までのような出力分布平坦化は特に必要がなくな
り、線出力密度については燃料の健全性の維持できる範
囲内で上昇させることができる。このような炉心では新
たな炉心設計が考えられる。
等のＰＣＩ（燃料−被覆管作用）対策が開発されるに従
い、今までのような出力分布平坦化は特に必要がなくな
り、線出力密度については燃料の健全性の維持できる範
囲内で上昇させることができる。このような炉心では新
たな炉心設計が考えられる。
この１つにスペクトルシフト運転法が考えられている。
これは炉心内の蒸気ボイドの割合を増加させるかあるい
は冷却水の割合を減少させることにより、中性子減速機
能を弱くし中性子のエネルギースペクトルを硬化（高エ
ネルギー中性子束の割合を増す）させ、プルトニウムの
蓄積を増加させ燃料経済性向上を図るものである。
は冷却水の割合を減少させることにより、中性子減速機
能を弱くし中性子のエネルギースペクトルを硬化（高エ
ネルギー中性子束の割合を増す）させ、プルトニウムの
蓄積を増加させ燃料経済性向上を図るものである。
本発明の目的は、原子炉の炉心におけるバイパス領域の
蒸気ボイド率を制御することにより、燃料の燃焼初期に
おいてはボイド率を大きくすることによりプルトニウム
の蓄積を増大させ、燃焼後期においては、ボイド率をほ
ぼゼロとし中性子減速材の増加及び前記プルトニウム蓄
積の効果と含まって反応度及び燃料燃焼度を増加が可能
となる原子炉を提供することにある。
蒸気ボイド率を制御することにより、燃料の燃焼初期に
おいてはボイド率を大きくすることによりプルトニウム
の蓄積を増大させ、燃焼後期においては、ボイド率をほ
ぼゼロとし中性子減速材の増加及び前記プルトニウム蓄
積の効果と含まって反応度及び燃料燃焼度を増加が可能
となる原子炉を提供することにある。
沸騰水型原子炉を例にとると、沸騰水型原子炉では、原
子炉運転中にボイドが発生し、高いボイド率で運転され
た燃料集合体は低いボイド率で運転された燃料集合体よ
りも中性子スペクトルが硬化するためプルトニウムの蓄
積が多くなる特徴がある。この効果は高いボイド率での
燃焼期間に比例して増大する。
子炉運転中にボイドが発生し、高いボイド率で運転され
た燃料集合体は低いボイド率で運転された燃料集合体よ
りも中性子スペクトルが硬化するためプルトニウムの蓄
積が多くなる特徴がある。この効果は高いボイド率での
燃焼期間に比例して増大する。
そこで燃料集合体の炉内装荷期間の内、前半は高いボイ
ド率で燃焼させプルトニウムの生成の増大を促し、後半
はボイド率を低下させることにより生成されたプルトニ
ウムによる反応度への寄与を利用し、原子炉の反応度を
高め燃焼度を増大させる運転法が考えられる。これがス
ペクトルシフト効果の運用である。
ド率で燃焼させプルトニウムの生成の増大を促し、後半
はボイド率を低下させることにより生成されたプルトニ
ウムによる反応度への寄与を利用し、原子炉の反応度を
高め燃焼度を増大させる運転法が考えられる。これがス
ペクトルシフト効果の運用である。
本発明では、このスペクトルシフト効果を得る為に、燃
料の燃焼初期においてはバイパス領域に蒸気ボイドを充
満させ中性子スペクトル硬化により、プルトニウム蓄積
を増大させ、逆に燃焼後期はバイパス領域に冷却材を充
満させ反応度を増加させるものである。
料の燃焼初期においてはバイパス領域に蒸気ボイドを充
満させ中性子スペクトル硬化により、プルトニウム蓄積
を増大させ、逆に燃焼後期はバイパス領域に冷却材を充
満させ反応度を増加させるものである。
以下、本発明の概念を第１図〜第３図により説明する。
ＢＷＲでは炉心流量を減少すると炉心の平均ボイド率は
増大し、逆に炉心流量を増大すると炉心の平均ボイド率
は減少するという特徴をもっている。第１図は、炉心流
量に対する平均ボイド率の変化を示しており、炉心流量
を７０％から１００％まで３０％変化させた場合をみる
と、チャンネル内（燃料集合体内）の平均ボイド率の原
子炉で４５％から３７％まで、８％減少する。
増大し、逆に炉心流量を増大すると炉心の平均ボイド率
は減少するという特徴をもっている。第１図は、炉心流
量に対する平均ボイド率の変化を示しており、炉心流量
を７０％から１００％まで３０％変化させた場合をみる
と、チャンネル内（燃料集合体内）の平均ボイド率の原
子炉で４５％から３７％まで、８％減少する。
この特徴を利用して、運転サイクル前半では、炉心流量
を減少して運転し、運転サイクル末期では炉心流量を増
大させることにより、スペクトルシフト運転を実現する
ことができる。
を減少して運転し、運転サイクル末期では炉心流量を増
大させることにより、スペクトルシフト運転を実現する
ことができる。
本発明は、炉心流量制御によるチャンネル内の平均ボイ
ド率変化に加え、バイパス領域の平均ボイド率も変化さ
せることによりスペクトルシフトの効果を更に高めるも
のである。このため、運転サイクルの前半と後半とで、
炉心流量に対するバイパス流量割合を変化させる。
ド率変化に加え、バイパス領域の平均ボイド率も変化さ
せることによりスペクトルシフトの効果を更に高めるも
のである。このため、運転サイクルの前半と後半とで、
炉心流量に対するバイパス流量割合を変化させる。
第２図に示すように、従来型原子炉では運転サイクルに
依らずにバイパス流量割合は約１０％程度であった。本
発明においては、運転サイクル初期においてバイパス流
量割合を０．３〜０．７１％とし運転サイクル末期にお
いてバイパス流量割合を４〜５％まで増加させる。
依らずにバイパス流量割合は約１０％程度であった。本
発明においては、運転サイクル初期においてバイパス流
量割合を０．３〜０．７１％とし運転サイクル末期にお
いてバイパス流量割合を４〜５％まで増加させる。
スペクトルシフト運転として炉心流量制御とバイパス流
量割合の変化を組み合わせたときの、平均ボイド率の変
化を第１図に実線で示す。
量割合の変化を組み合わせたときの、平均ボイド率の変
化を第１図に実線で示す。
サイクル初期においては
炉心流量 ７０〜８０％
バイパス流量割合 ０４３〜０．４％
とする。このときの平均ボイド率は
チャンネル内 ４０〜４２％
バイパス領域 ２０〜２２％
まで増加するので、中性子のエネルギースペクトルが硬
化し、プルトニウムが蓄積されるため、燃料経済性が向
上する。
化し、プルトニウムが蓄積されるため、燃料経済性が向
上する。
サイクル末期においては、
炉心流量 １００〜１１０％
バイパス流量割合 ４〜５％
とする。このときの平均ボイド率は
チャンネル内 ３６〜３４％
バイバイ領域 ０〜１％
まで減少するため、ボイド反応度が増加し、サイクル前
半に蓄積されたプルトニウムを燃焼させることができる
ので、燃料燃焼度が増加する。
半に蓄積されたプルトニウムを燃焼させることができる
ので、燃料燃焼度が増加する。
また、本発明では第２図に示すように従来型原子炉と比
べてバイパス流量割合を減少させるのでチャンネル内の
流量が増加するため、燃料の熱的余裕が増加する。第３
図は、炉心流量に対する限界出力比（ＭＣＰＲ）の変化
を示している。ＭＣＰＲはバンドル出力と燃料の伝熱状
態が沸騰遷移を生ずる限界出力の比を示しており、この
値が１より大きい程、燃料の熱的余裕が増加することを
示している。本発明に依れば、従来型原子炉よりＭＣＰ
Ｒが約０．０３大きくなるので燃料の熱的余裕が増加す
る。
べてバイパス流量割合を減少させるのでチャンネル内の
流量が増加するため、燃料の熱的余裕が増加する。第３
図は、炉心流量に対する限界出力比（ＭＣＰＲ）の変化
を示している。ＭＣＰＲはバンドル出力と燃料の伝熱状
態が沸騰遷移を生ずる限界出力の比を示しており、この
値が１より大きい程、燃料の熱的余裕が増加することを
示している。本発明に依れば、従来型原子炉よりＭＣＰ
Ｒが約０．０３大きくなるので燃料の熱的余裕が増加す
る。
本発明の一実施例を第４図〜第８図により説明する。
第４図に示すように炉心を構成する燃料集合体は、４体
を１組として制御棒案内管４の頂部に設ける燃料支持金
具３によって支える。また、個々の制御棒案内管は、圧
力容器部に取すイづけた制御棒駆動ハウジングで支持す
る。
を１組として制御棒案内管４の頂部に設ける燃料支持金
具３によって支える。また、個々の制御棒案内管は、圧
力容器部に取すイづけた制御棒駆動ハウジングで支持す
る。
第５図は、制御棒案内管４、燃料支持金具３、燃料下部
タイプレート２、チャンネルボックス１、炉心支持板６
等の断面図を示している。制御棒案内管４に沿って上昇
してくる冷却材はオリフィス９を通り、燃料支持金具３
、下部タイブレート２を経て、チャンネルボックス１内
に流入する。また一部の冷却材はバイパス流路を経てチ
ャンネルボックスの外のバイパス領域に流入する。本発
明では、バイパス流量を減少させバイパス領域のボイド
率を増加させるため、一部のバイパス流路にバイパス流
路枠を設けた流路を以下に示す。
タイプレート２、チャンネルボックス１、炉心支持板６
等の断面図を示している。制御棒案内管４に沿って上昇
してくる冷却材はオリフィス９を通り、燃料支持金具３
、下部タイブレート２を経て、チャンネルボックス１内
に流入する。また一部の冷却材はバイパス流路を経てチ
ャンネルボックスの外のバイパス領域に流入する。本発
明では、バイパス流量を減少させバイパス領域のボイド
率を増加させるため、一部のバイパス流路にバイパス流
路枠を設けた流路を以下に示す。
（１）チャンネルボックス１−燃料下部タイブレート２
間 （２）燃料下部タイプレート２に設けられた冷却孔 （３）燃料支持金具３−制御棒案内管４ （上）間（４
）（下）間 （５）炉心支持板６−制御棒案内管４間また。以下のバ
イパス流路については従来通りである。
間 （２）燃料下部タイプレート２に設けられた冷却孔 （３）燃料支持金具３−制御棒案内管４ （上）間（４
）（下）間 （５）炉心支持板６−制御棒案内管４間また。以下のバ
イパス流路については従来通りである。
（６）炉心支持板６−炉内計装案内管７間（７）制御棒
案内管４−制御棒駆動ハウジング５間 （８）炉心支持板６−シュラウド８間 更に、炉心流量が低いときにはバイパス流量を減少させ
炉心流量を大きくしたどきにバイパス流量を増加させる
ことの可能な、バイパス流量調節構造を設ける。バイパ
ス料量調節構造は、バイパス流調弁１０、流調用バネ１
１、バネ固定ワイヤ１３、バイパス流調孔により構成さ
れる。
案内管４−制御棒駆動ハウジング５間 （８）炉心支持板６−シュラウド８間 更に、炉心流量が低いときにはバイパス流量を減少させ
炉心流量を大きくしたどきにバイパス流量を増加させる
ことの可能な、バイパス流量調節構造を設ける。バイパ
ス料量調節構造は、バイパス流調弁１０、流調用バネ１
１、バネ固定ワイヤ１３、バイパス流調孔により構成さ
れる。
第６図はバイパス流路調節構造を炉心支持板６の下面か
らみた図である。流調用ばね固定ワイヤ１３はバイパス
流路孔１４の下面に十字形に取付けられる。
らみた図である。流調用ばね固定ワイヤ１３はバイパス
流路孔１４の下面に十字形に取付けられる。
第７図は運転サイクル初期の状態を示している。
サイクル初期においては炉心流量を７０〜８０％とする
ので、流体がバイパス流調弁１０を押し上げる力が弱く
、流調用ばね１１の力の方が強いため、バイパス流調弁
１０は閉じている。従ってバイパス流量は従来形原子炉
に比べ減少する。炉心流量が小さいのでこれだけでは、
サイクル初期において原子炉出力を１００％維持できな
い。この原子炉出力の低下を制御棒の引抜きにより補償
している。
ので、流体がバイパス流調弁１０を押し上げる力が弱く
、流調用ばね１１の力の方が強いため、バイパス流調弁
１０は閉じている。従ってバイパス流量は従来形原子炉
に比べ減少する。炉心流量が小さいのでこれだけでは、
サイクル初期において原子炉出力を１００％維持できな
い。この原子炉出力の低下を制御棒の引抜きにより補償
している。
第８図は運転サイクル末期の状態を示している。
サイクル末期においては炉心流量を１００〜１１０％と
するので、流調用バネ１１の力より、流体が流調弁１０
を押し上げる力が強くなるため、バイパス流調弁１ｏは
開いている。従ってバイパス流量は、サイクル初期より
も増加する。
するので、流調用バネ１１の力より、流体が流調弁１０
を押し上げる力が強くなるため、バイパス流調弁１ｏは
開いている。従ってバイパス流量は、サイクル初期より
も増加する。
流量が８０％以上になったときに弁１ｏが開くような調
節バネ１１の張力ｆを評価する。流体力とのつり合いの
式により ここで ρ：流体密度 （ｋｇ／ボ） ρ′ ニステンレスの密度 （ｋｇ／ｒｎ’）■＝調節
弁１０の体積 （ｒｎ’） ａ：調節孔１４の断面積 （ｍ′） Ｖ二流体の速度 （ｍ／ｓ） ｇ：重力加速度 （ｍ／ｓ２） 調節孔の直経約１．Ｏｍｍ、調節孔の直経１５ｍｍ、厚
さ２ｍｍとする必要なバネの力は ｆ ＝１７．５（流体力）−２，５（重力）＝１５ｇｆ
となる。
節バネ１１の張力ｆを評価する。流体力とのつり合いの
式により ここで ρ：流体密度 （ｋｇ／ボ） ρ′ ニステンレスの密度 （ｋｇ／ｒｎ’）■＝調節
弁１０の体積 （ｒｎ’） ａ：調節孔１４の断面積 （ｍ′） Ｖ二流体の速度 （ｍ／ｓ） ｇ：重力加速度 （ｍ／ｓ２） 調節孔の直経約１．Ｏｍｍ、調節孔の直経１５ｍｍ、厚
さ２ｍｍとする必要なバネの力は ｆ ＝１７．５（流体力）−２，５（重力）＝１５ｇｆ
となる。
本発明によれば軽水炉における中性子スペクトルシフト
効果を増加することが可能であり、燃料集合体の取出し
燃焼度を増加させ、燃料経済性を向上させることができ
る。
効果を増加することが可能であり、燃料集合体の取出し
燃焼度を増加させ、燃料経済性を向上させることができ
る。
また、特別な充填材を用いて中性子減速効果を減少させ
るわけではないので、充填材の中性子吸収による経済性
低下、および充填材使用による廃棄物の増加をまねくこ
とがない。
るわけではないので、充填材の中性子吸収による経済性
低下、および充填材使用による廃棄物の増加をまねくこ
とがない。
第１図は炉心流量と平均ボイド率の関係を示す図、第２
図は炉心流量とバイパス流量割合の関係を示す図、第３
図は炉心流量とＭＣＰＲの関係を示す図、第４図は燃料
支持金具の全体構成図、第５図はチャンネル流路および
バイパス流路の全体構成図、第６図は流調用バネ固定ワ
イヤを示す図、第７図および第８図はサイクル初期およ
び流量調節構造の状態を示す図である。 ■・・・チャンネルボックス、２・・・燃料下部タイプ
レート、３・・・燃料支持金具、４・・・制御棒案内管
、５・・・制御棒駆動ハウジング、６・炉心支持板、７
・炉内計装案内管、８・・シュラウド、９・・オリフィ
ス、１０・・・バイパス流調弁、１】−・流調用バネ、
１２・・・バイパス流路栓、１３・・・バネ固定ワイヤ
、１４・・・バイパス流調孔。 代理人 弁理士 高橋明夫 千１図 」 忙博）俺！（別 類１！洗量（刈 炉１日厩策（γ・） 名′１図
図は炉心流量とバイパス流量割合の関係を示す図、第３
図は炉心流量とＭＣＰＲの関係を示す図、第４図は燃料
支持金具の全体構成図、第５図はチャンネル流路および
バイパス流路の全体構成図、第６図は流調用バネ固定ワ
イヤを示す図、第７図および第８図はサイクル初期およ
び流量調節構造の状態を示す図である。 ■・・・チャンネルボックス、２・・・燃料下部タイプ
レート、３・・・燃料支持金具、４・・・制御棒案内管
、５・・・制御棒駆動ハウジング、６・炉心支持板、７
・炉内計装案内管、８・・シュラウド、９・・オリフィ
ス、１０・・・バイパス流調弁、１】−・流調用バネ、
１２・・・バイパス流路栓、１３・・・バネ固定ワイヤ
、１４・・・バイパス流調孔。 代理人 弁理士 高橋明夫 千１図 」 忙博）俺！（別 類１！洗量（刈 炉１日厩策（γ・） 名′１図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、バイパス流路を有する原子炉において、バイパス流
路に炉心流量を制御することにより流量の調節が可能な
バイパス流量調整構造を設けたことを特徴とする原子炉
。 ２、特許請求の範囲第１項において、バイパス流調弁、
流調バネ、バネ固定ワイヤ、バイパス流路孔より構成さ
れるバイパス流量調節構造を設けたことを特徴とする原
子炉。 ３、特許請求の範囲第１項において、サイクル初期に炉
心流量を７０〜８０％、サイクル末期に炉心流量を１０
０〜１１０％とすることを特徴とする原子炉。 ４、特許請求の範囲第１項において、サイクル初期に定
格炉心流量に対するバイパス流量割合を０．５〜０．４
％、サイクル末期に４〜５％とすることを特徴とする原
子炉。 ５、特許請求の範囲第１項において、サイクル初期に、
バイパス領域のボイド率を２０〜２５％、サイクル末期
に０〜１％とすることを特徴とする原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59032431A JPS60177293A (ja) | 1984-02-24 | 1984-02-24 | 原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59032431A JPS60177293A (ja) | 1984-02-24 | 1984-02-24 | 原子炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60177293A true JPS60177293A (ja) | 1985-09-11 |
Family
ID=12358761
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59032431A Pending JPS60177293A (ja) | 1984-02-24 | 1984-02-24 | 原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60177293A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH03264892A (ja) * | 1990-03-15 | 1991-11-26 | Hitachi Ltd | 燃料集合体及び原子炉の炉心並びに下部タイプレート |
| US5875222A (en) * | 1996-03-11 | 1999-02-23 | General Electric Company | Nuclear reactor core flooding by control of shroud leakage and fuel channel spillover |
| JP2009036646A (ja) * | 2007-08-02 | 2009-02-19 | Toshiba Corp | 原子炉の運転方法 |
-
1984
- 1984-02-24 JP JP59032431A patent/JPS60177293A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH03264892A (ja) * | 1990-03-15 | 1991-11-26 | Hitachi Ltd | 燃料集合体及び原子炉の炉心並びに下部タイプレート |
| US5875222A (en) * | 1996-03-11 | 1999-02-23 | General Electric Company | Nuclear reactor core flooding by control of shroud leakage and fuel channel spillover |
| JP2009036646A (ja) * | 2007-08-02 | 2009-02-19 | Toshiba Corp | 原子炉の運転方法 |
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