JPS61117483A - 原子炉における中性子束減少装置 - Google Patents
原子炉における中性子束減少装置Info
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- JPS61117483A JPS61117483A JP60241783A JP24178385A JPS61117483A JP S61117483 A JPS61117483 A JP S61117483A JP 60241783 A JP60241783 A JP 60241783A JP 24178385 A JP24178385 A JP 24178385A JP S61117483 A JPS61117483 A JP S61117483A
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- G—PHYSICS
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- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
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- G21C3/328—Relative disposition of the elements in the bundle lattice
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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- G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
- G21C11/06—Reflecting shields, i.e. for minimising loss of neutrons
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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、一般に発電用原子炉の分野に関し、特に、圧
力容器の溶接部の高速中性子束による照射を減少させる
だめの構成に関するものである０ 周知のように、原子炉、例えば加圧軽水型原子炉の炉心
は、核分裂性物質例えばウラ／２３５の形態の核燃料を
収納している。この核分裂性物質は、核分裂連鎖反応を
受け、その過程において熱を発生する。炉内構造物とし
て知られる諸機械要素は、密封された圧力容器内に炉心
を構造的に支持し、冷却媒体例えば軽水を、圧力容器に
導き、炉心を経て、圧力容器から排出させる。冷却媒体
即ち原子炉冷却材は、核燃料の核分裂反応によって発生
した熱を除去し、熱交換器（普通は圧力容器の外部に配
設される）内において、別の冷却媒体にその熱を伝達す
る。
力容器の溶接部の高速中性子束による照射を減少させる
だめの構成に関するものである０ 周知のように、原子炉、例えば加圧軽水型原子炉の炉心
は、核分裂性物質例えばウラ／２３５の形態の核燃料を
収納している。この核分裂性物質は、核分裂連鎖反応を
受け、その過程において熱を発生する。炉内構造物とし
て知られる諸機械要素は、密封された圧力容器内に炉心
を構造的に支持し、冷却媒体例えば軽水を、圧力容器に
導き、炉心を経て、圧力容器から排出させる。冷却媒体
即ち原子炉冷却材は、核燃料の核分裂反応によって発生
した熱を除去し、熱交換器（普通は圧力容器の外部に配
設される）内において、別の冷却媒体にその熱を伝達す
る。
この第２の冷却媒体（普通は水）は、蒸気に変えられ、
蒸気タービン・発電機を駆動するために用いられる。
蒸気タービン・発電機を駆動するために用いられる。
原子炉の炉心は、列状に並置された複数の燃料集合体を
有し、この配列の外周の輪郭は、直円筒の輪郭に近似し
ている。各々の燃料集合体は、多数の燃料棒と制御棒案
内管（シンプル〕とを含み、これらの燃料棒及び制御棒
案内管は、互いに平行に隔だてられた関係で格子によ−
）て側方から支持され、制御棒案内管は、炉心の反応度
を制御するためにそ１の内部において軸方向に移動可能
と゛じた制−棒を受入れるようになっている。
有し、この配列の外周の輪郭は、直円筒の輪郭に近似し
ている。各々の燃料集合体は、多数の燃料棒と制御棒案
内管（シンプル〕とを含み、これらの燃料棒及び制御棒
案内管は、互いに平行に隔だてられた関係で格子によ−
）て側方から支持され、制御棒案内管は、炉心の反応度
を制御するためにそ１の内部において軸方向に移動可能
と゛じた制−棒を受入れるようになっている。
炉内構造物は、典型的には、炉心と圧力容器の円筒壁と
の間にされた中空の円筒状炉心ノくレルを備えている。
の間にされた中空の円筒状炉心ノくレルを備えている。
原子炉の冷却材は、１以上の入口ノズルを経て圧力容器
に流入し、圧力容器と炉心バレルとの間を流下し、１８
０°方向を変えて、炉心内部と、炉心及び炉心バレルの
間のスペースとを通って上方に流れ、９０°方向を変え
、１以上の出口ノズルを経て、圧力容器から出る。
に流入し、圧力容器と炉心バレルとの間を流下し、１８
０°方向を変えて、炉心内部と、炉心及び炉心バレルの
間のスペースとを通って上方に流れ、９０°方向を変え
、１以上の出口ノズルを経て、圧力容器から出る。
周知のように、核燃料の核分裂反応は、核燃料の原子の
原子核による中性子捕獲の結果であり、１つの核分裂を
生じる各中性子によって、熱と、１個以上の他の中性子
とを発生させる（１回の捕獲によって平均２．１個の中
性子を生ずる）。核連鎖反応が持続するには、少なくと
も１個の新しく発生した中性子が別の１つの燃料原子を
核分裂させることが必要とされる。新しく発生した中性
子は、高速中性子であるのに、核分裂には、低速中性子
が必要なため、高速中性子を減速、即ち熱化するために
、中性子減速材が用いられる。原子炉冷却材として用い
られる軽水は、すぐれた中性子減速材である。１つの原
子の核分裂によって発生した全部の過剰中性子が、他の
原子の核分裂に利用されるのではなく、成るものは炉内
構造物によって吸収さル、。
原子核による中性子捕獲の結果であり、１つの核分裂を
生じる各中性子によって、熱と、１個以上の他の中性子
とを発生させる（１回の捕獲によって平均２．１個の中
性子を生ずる）。核連鎖反応が持続するには、少なくと
も１個の新しく発生した中性子が別の１つの燃料原子を
核分裂させることが必要とされる。新しく発生した中性
子は、高速中性子であるのに、核分裂には、低速中性子
が必要なため、高速中性子を減速、即ち熱化するために
、中性子減速材が用いられる。原子炉冷却材として用い
られる軽水は、すぐれた中性子減速材である。１つの原
子の核分裂によって発生した全部の過剰中性子が、他の
原子の核分裂に利用されるのではなく、成るものは炉内
構造物によって吸収さル、。
他のものは、１次冷却材中に溶解している中性子毒物例
えばホウ素、不燃性毒物を含有した通常の制御棒、可燃
性毒物を含有した特別の制御棒、並びに、核分裂過程自
身の結果として核燃料中に生成した毒物、によって吸収
される。要約すると、過剰中性子のうちの成るものは、
意図的に吸収され、他のものは意図的にでなく吸収され
る。
えばホウ素、不燃性毒物を含有した通常の制御棒、可燃
性毒物を含有した特別の制御棒、並びに、核分裂過程自
身の結果として核燃料中に生成した毒物、によって吸収
される。要約すると、過剰中性子のうちの成るものは、
意図的に吸収され、他のものは意図的にでなく吸収され
る。
濃縮核燃料、通常は濃縮ウラン２３５を含有した燃料集
合体の利用によって、原子炉炉心の使用寿命を長くシ、
燃料交換のための長時間を要する原子炉停止の期間を短
縮することは、以前から知らルている。
合体の利用によって、原子炉炉心の使用寿命を長くシ、
燃料交換のための長時間を要する原子炉停止の期間を短
縮することは、以前から知らルている。
しかし、濃縮ウランは非常に高価なため、炉心の使用寿
命を成る期間長くするのに必要な濃縮量を可及的に少な
くすることが望ましい。この目的のために開発された技
術は、燃料管理技術として知られ、その主な目的は、核
分裂中に発生した中性子をより有効に使用することにあ
る０アウト・１イｙ・イン燃料技術として知られる既知
の燃料゛Ｕ理核技術よる３段階の炉心装荷方式によれば
、新しい燃料、１サイクル分燃焼した燃料及び２サイク
ル分燃焼した燃料をそれぞれ受は入ｎる３つの領域に、
炉心を区画し、原子炉の成る運転期間の後に、最も多く
蒜焼した燃料を除去して、２サイクル分燃焼した燃料に
代え、２サイクル分燃焼した燃料を１サイクル分燃焼し
た燃料に代え、この１サイクル分燃焼した燃料を新しい
燃料に代える。
命を成る期間長くするのに必要な濃縮量を可及的に少な
くすることが望ましい。この目的のために開発された技
術は、燃料管理技術として知られ、その主な目的は、核
分裂中に発生した中性子をより有効に使用することにあ
る０アウト・１イｙ・イン燃料技術として知られる既知
の燃料゛Ｕ理核技術よる３段階の炉心装荷方式によれば
、新しい燃料、１サイクル分燃焼した燃料及び２サイク
ル分燃焼した燃料をそれぞれ受は入ｎる３つの領域に、
炉心を区画し、原子炉の成る運転期間の後に、最も多く
蒜焼した燃料を除去して、２サイクル分燃焼した燃料に
代え、２サイクル分燃焼した燃料を１サイクル分燃焼し
た燃料に代え、この１サイクル分燃焼した燃料を新しい
燃料に代える。
別の既知の燃料管理技術は、低漏洩装荷パターンを用い
るもので、これは、上述したアウト・イン・イン型のパ
ターンに比べて複雑であるが、炉心からの高速中性子の
漏洩を最小にし、換言すれば、減速された時に核分裂反
応に利用可能となる高速中性子の数を最大にすることに
よって、中性子経済を著しく改善する。低漏洩装荷パタ
ーンは、中性子経済の改善によって燃料サイクルコスト
を低下させるだけでなく、炉心から半径方向に放出され
る高エネルギーの中性子束から圧力容器が受ける照射量
を減少させる傾向をもっていることが分かった。これは
望ましい属性ではあるが、低漏洩装荷パターンは、普通
には、燃料サイクルコストを低減させることのみを目的
として設計さするため、この圧力容器の受ける照射量の
減少は、付随的に得られる特性に過ぎず、高エネルギー
中性子束に対する圧力容器の成る特別の限定された領域
の照射に、影響することもあり、また影響しないことも
ある。
るもので、これは、上述したアウト・イン・イン型のパ
ターンに比べて複雑であるが、炉心からの高速中性子の
漏洩を最小にし、換言すれば、減速された時に核分裂反
応に利用可能となる高速中性子の数を最大にすることに
よって、中性子経済を著しく改善する。低漏洩装荷パタ
ーンは、中性子経済の改善によって燃料サイクルコスト
を低下させるだけでなく、炉心から半径方向に放出され
る高エネルギーの中性子束から圧力容器が受ける照射量
を減少させる傾向をもっていることが分かった。これは
望ましい属性ではあるが、低漏洩装荷パターンは、普通
には、燃料サイクルコストを低減させることのみを目的
として設計さするため、この圧力容器の受ける照射量の
減少は、付随的に得られる特性に過ぎず、高エネルギー
中性子束に対する圧力容器の成る特別の限定された領域
の照射に、影響することもあり、また影響しないことも
ある。
しかし、成る特別の限定さ几た圧力容器の領域、即ち溶
接場所が、絶えず照射されていることは、圧力容器の溶
接部を粘化させ、時には割れを生ずるため、問題がある
ことが分かつている０ との問題に対する一見して論理的な解決は、炉心の周囲
部にある燃料集合体のいくつかを例えばステンレス鋼製
の中性子反射又は吸収棒の遮蔽によって代えることであ
ろう。これは、影響を受けた圧力容器領域の照射に寄与
する燃料集合体を除去して、該領域と炉心との間に中性
子遮蔽を配設することであるが、炉心の定格出力、即ち
炉心から得られる出力を大幅に低下させるため、好まし
くない。
接場所が、絶えず照射されていることは、圧力容器の溶
接部を粘化させ、時には割れを生ずるため、問題がある
ことが分かつている０ との問題に対する一見して論理的な解決は、炉心の周囲
部にある燃料集合体のいくつかを例えばステンレス鋼製
の中性子反射又は吸収棒の遮蔽によって代えることであ
ろう。これは、影響を受けた圧力容器領域の照射に寄与
する燃料集合体を除去して、該領域と炉心との間に中性
子遮蔽を配設することであるが、炉心の定格出力、即ち
炉心から得られる出力を大幅に低下させるため、好まし
くない。
別のやはり論理的と思われる解決は、周辺部の燃料集合
体はそのままにして、炉心と圧力容器との間に遮蔽を置
くことである。しかし、この方法は、設Ｒ場所の制限と
、炉心の外側領域の中性子の評価及び広汎な機械的な再
設計の必要性とによって、コスト高となＶ、所要の作業
時間も長くなる。
体はそのままにして、炉心と圧力容器との間に遮蔽を置
くことである。しかし、この方法は、設Ｒ場所の制限と
、炉心の外側領域の中性子の評価及び広汎な機械的な再
設計の必要性とによって、コスト高となＶ、所要の作業
時間も長くなる。
炉心周辺領域の燃料集合体の出力を減少させることによ
って、炉心周辺領域での高速中性子束を減少さぜると共
に、内側領域の出力の対応した増大によって、炉心周辺
領域の出力損失を補なうことは、もちろん可能ではある
が、この場合は、構成要素の熱的余裕が容認できない値
となる上に、冷却材喪失解祈余裕にも有害な影響を受け
るため有利な解決策とは言えない。
って、炉心周辺領域での高速中性子束を減少さぜると共
に、内側領域の出力の対応した増大によって、炉心周辺
領域の出力損失を補なうことは、もちろん可能ではある
が、この場合は、構成要素の熱的余裕が容認できない値
となる上に、冷却材喪失解祈余裕にも有害な影響を受け
るため有利な解決策とは言えない。
従って、本発明の主な目的は、高エネルギーの中性子束
に溶接部が照射されることによる前記の不具合を軽減す
るための、より実用的な手段を提供することにある。
に溶接部が照射されることによる前記の不具合を軽減す
るための、より実用的な手段を提供することにある。
この目的のだめに、本発明により、複数の燃料集合体か
ら構成される炉心を有し、該炉心が、少なくとも１つの
溶接部を壁部に形成した圧力容器内に配設されている原
子炉において、前記少なく−とも１つの溶接部に、中性
子束減少手段からなる照射遮蔽が組み合わせられており
、該中性子束減少手段が配設される炉心領域は、前記溶
接部を含む圧力容器の前記壁部と向かい合つて位置する
と共に、前記炉心の周辺部分に配設された少なくとも１
つの燃料集合体の少なくとも一部分を含むことを特徴と
する原子炉が提供される。
ら構成される炉心を有し、該炉心が、少なくとも１つの
溶接部を壁部に形成した圧力容器内に配設されている原
子炉において、前記少なく−とも１つの溶接部に、中性
子束減少手段からなる照射遮蔽が組み合わせられており
、該中性子束減少手段が配設される炉心領域は、前記溶
接部を含む圧力容器の前記壁部と向かい合つて位置する
と共に、前記炉心の周辺部分に配設された少なくとも１
つの燃料集合体の少なくとも一部分を含むことを特徴と
する原子炉が提供される。
この構成において、中性子束減少手段は、炉心の周辺領
域の燃料集合体の配列の一部となる炉心領域に配置され
、゛従って、燃料集合体の前記一部の代りに用いられる
のではなく、燃料集合体の前記一部をなしているため、
炉心の定格、出力、原子炉停止余裕、炉心の熱的余裕、
又は燃料サイクルコストに対する大きな影響は生じない
。中性子束減少手段は、中性子吸収型の棒と中性子反射
型の棒とのどちらか一方又は両方であり、前記炉心領域
の原子炉冷却材流路内に配設さ１、好ましくは、使用さ
れていない制御、俸案内管中に配設される。
域の燃料集合体の配列の一部となる炉心領域に配置され
、゛従って、燃料集合体の前記一部の代りに用いられる
のではなく、燃料集合体の前記一部をなしているため、
炉心の定格、出力、原子炉停止余裕、炉心の熱的余裕、
又は燃料サイクルコストに対する大きな影響は生じない
。中性子束減少手段は、中性子吸収型の棒と中性子反射
型の棒とのどちらか一方又は両方であり、前記炉心領域
の原子炉冷却材流路内に配設さ１、好ましくは、使用さ
れていない制御、俸案内管中に配設される。
次に図面を参照して、本発明の好ましい実施例を一層詳
、洲に説明する。各図において同−又は同種の要素又は
部分は、同一の符号により表わされている。
、洲に説明する。各図において同−又は同種の要素又は
部分は、同一の符号により表わされている。
第１図に示した原子炉１０は、軽水加圧型であるが、本
発明の適用は、この特別の型式の原子炉のみに限定され
るものではない。
発明の適用は、この特別の型式の原子炉のみに限定され
るものではない。
原子炉１０は、炉心１２を収容した圧力容器１１を有し
、炉心１２は、炉内構造物と屡々呼ばれる諸構造要素に
よって、圧力容器１１の内部に支持されている。炉心１
２は、典型的には、それ自身は正方形断面を有している
複数の燃料集合体１４から構成されており、該燃料集合
体１４は、第２図に部分的に示すように不整な又は段形
の外周形状をもった直円柱状の全体的な形状を炉心１２
に与えるように並置されている。
、炉心１２は、炉内構造物と屡々呼ばれる諸構造要素に
よって、圧力容器１１の内部に支持されている。炉心１
２は、典型的には、それ自身は正方形断面を有している
複数の燃料集合体１４から構成されており、該燃料集合
体１４は、第２図に部分的に示すように不整な又は段形
の外周形状をもった直円柱状の全体的な形状を炉心１２
に与えるように並置されている。
炉内構造物には、圧力容器１１に入口ノズル１６を経て
入る原子炉冷却材の流路を、圧力容器１１から出口ノズ
ル１７を経て出る原子炉冷却材の流路から分離するため
の、炉心バレル１５が含まれる。即ち、圧力容器１１に
入る原子炉冷却材は、炉心バレル１５の外側に沿って下
方に向けられ、次に１８０°方向を変え、炉心１２の内
部を通って上方に流れ、最終的に出ロノズル１７から流
出する。炉内構造物は、炉心１２の外周の不整な形状か
ら炉心バレル１５の円形状への移行の役目も担っている
。典型的には、ステンレス鋼製の垂直□板１８は、炉心
１２の不整な外周に接して位置され、複数の水平形成板
１９によって支持さｎ、これらの形成板は、垂直板１８
と炉心バレル１５との両方にボルト締めさルている。水
平形成板１９間の空所に−は、炉心１２を貫流する原子
炉冷却材の一部が満たされるが、この冷却材部分は、炉
心１２をバイパスするので、このバイパス流の質量流ｉ
ｔ（形成板１９に形成される流通孔の流れ断面積によっ
て定まる）は、成る最小値に、しかし形成板１９と垂直
板１８と炉心バレル１５との適切な冷却を確実にするに
足る値に保つべきである。
入る原子炉冷却材の流路を、圧力容器１１から出口ノズ
ル１７を経て出る原子炉冷却材の流路から分離するため
の、炉心バレル１５が含まれる。即ち、圧力容器１１に
入る原子炉冷却材は、炉心バレル１５の外側に沿って下
方に向けられ、次に１８０°方向を変え、炉心１２の内
部を通って上方に流れ、最終的に出ロノズル１７から流
出する。炉内構造物は、炉心１２の外周の不整な形状か
ら炉心バレル１５の円形状への移行の役目も担っている
。典型的には、ステンレス鋼製の垂直□板１８は、炉心
１２の不整な外周に接して位置され、複数の水平形成板
１９によって支持さｎ、これらの形成板は、垂直板１８
と炉心バレル１５との両方にボルト締めさルている。水
平形成板１９間の空所に−は、炉心１２を貫流する原子
炉冷却材の一部が満たされるが、この冷却材部分は、炉
心１２をバイパスするので、このバイパス流の質量流ｉ
ｔ（形成板１９に形成される流通孔の流れ断面積によっ
て定まる）は、成る最小値に、しかし形成板１９と垂直
板１８と炉心バレル１５との適切な冷却を確実にするに
足る値に保つべきである。
圧力容器１１は、典型的には、鋼板２２から形成され、
第１図にｍ線Ａ−ＡＳＢ−Ｂによってそれぞれ表わした
軸方向及び円周方向に、一体的に溶接されている。＠線
Ａ−Ａ、Ｂ７Ｂは、浴接部の中心線を各々表わしている
。なお、原子炉１０の炉心１２に対するこれらの溶接部
の位置は、全ての原子炉において必ずしも同一ではない
が、成る原子炉に炉心を一度据え付けた後は、圧力容器
の溶接部の位置は、その特定の炉心と、その原子炉の使
用寿命分通じて同一の圧力容器に後に装入される他の任
意の炉心とについて、固定されたものとなる。別の見方
をすれば、どんな与えられた原子炉についても、不整な
炉心の外周の配向け、圧力容器を形成する鋼板を接合し
ている溶接部（軸線Ａ−Ａ、Ｂ−Ｂ）に対して相対的に
固定さする。図示した例において、水平溶接部２１は、
はぼ炉心１２の中心面にあり、垂直溶接部２２は、燃料
集合体１４” の：Ｉ−ナー２３と向かい合いに配置
されている。そのため、図示した特別の例によりば、溶
接部２１．２２は、最も苛酷な中性子束条件にさらされ
る。実際には、この事情は、ケースバイケースで相違し
うるため、炉心の位置及び配向と、特定の炉心による（
水平及び垂直の）高速中性子束分布及び出力との関連に
おいて、圧力容器の実際の溶接部の位置を定めることが
必要になる。
第１図にｍ線Ａ−ＡＳＢ−Ｂによってそれぞれ表わした
軸方向及び円周方向に、一体的に溶接されている。＠線
Ａ−Ａ、Ｂ７Ｂは、浴接部の中心線を各々表わしている
。なお、原子炉１０の炉心１２に対するこれらの溶接部
の位置は、全ての原子炉において必ずしも同一ではない
が、成る原子炉に炉心を一度据え付けた後は、圧力容器
の溶接部の位置は、その特定の炉心と、その原子炉の使
用寿命分通じて同一の圧力容器に後に装入される他の任
意の炉心とについて、固定されたものとなる。別の見方
をすれば、どんな与えられた原子炉についても、不整な
炉心の外周の配向け、圧力容器を形成する鋼板を接合し
ている溶接部（軸線Ａ−Ａ、Ｂ−Ｂ）に対して相対的に
固定さする。図示した例において、水平溶接部２１は、
はぼ炉心１２の中心面にあり、垂直溶接部２２は、燃料
集合体１４” の：Ｉ−ナー２３と向かい合いに配置
されている。そのため、図示した特別の例によりば、溶
接部２１．２２は、最も苛酷な中性子束条件にさらされ
る。実際には、この事情は、ケースバイケースで相違し
うるため、炉心の位置及び配向と、特定の炉心による（
水平及び垂直の）高速中性子束分布及び出力との関連に
おいて、圧力容器の実際の溶接部の位置を定めることが
必要になる。
、 引続き第２図を参照して、゛不整な折線Ｃ−ａとそ
れに対向する垂直板１８０部分とによって画定される成
る恣意的な炉心領域２５は、本発明を説明するための一
例を与える目的のために、溶接部２２に影響する高速中
性子束に実体的に寄与するものと想定さルている０図か
られかるように、炉心領域２５は、燃料集合体１４１゜
１４１＋、 １４ ＩＩ＋ 、 １４１１１１のそれぞ
れ一部分にかかつている。炉心１２の周辺領域における
各燃料棒からの高速中性子束への実際の寄与と、圧力容
器１１の溶接部においての高速中性子束を減少させるた
めに必要な中性子毒物の号及び／又は排除棒の飲は計算
されよう。本発明の説明の目的から、折線０− Ｃによ
って画定された炉心領域２５には、排除・奉及び／又は
毒物及び、／又は中性子反射物質を備える必要があると
想定するだけでよい。中実管又は封止された中空管から
成る排除棒は、中性子減速材例えば軽水を収容した燃料
集合体中の開口に嵌合される。炉心領域２５内において
減速材を排除することにより、（核燃料の核分裂によ２
て生じた）高速中性子の受ける減速が少なくなるため、
核分裂が減少し、それにより、溶接部２２が照射される
高速中性子の発生量が少くなる。中性子減速材を使用す
ると、これらは、排除棒の有用な作用をもつほかに、核
分裂反応に利用さ１うる低速又は減速中性子を吸収する
ことにより、溶接部２２によって吸収されるべき高速中
性子の発生量を更に少なくする。また、中性子毒物は、
溶接部２２が受けうる高連中性子のいくらかも吸収する
。反射棒が使用された場合、これらは、排除棒の有用な
効果をもつだけでなく、いくらかの中性子を、溶接部２
２から離れ、炉心１２に入るように反射する。
れに対向する垂直板１８０部分とによって画定される成
る恣意的な炉心領域２５は、本発明を説明するための一
例を与える目的のために、溶接部２２に影響する高速中
性子束に実体的に寄与するものと想定さルている０図か
られかるように、炉心領域２５は、燃料集合体１４１゜
１４１＋、 １４ ＩＩ＋ 、 １４１１１１のそれぞ
れ一部分にかかつている。炉心１２の周辺領域における
各燃料棒からの高速中性子束への実際の寄与と、圧力容
器１１の溶接部においての高速中性子束を減少させるた
めに必要な中性子毒物の号及び／又は排除棒の飲は計算
されよう。本発明の説明の目的から、折線０− Ｃによ
って画定された炉心領域２５には、排除・奉及び／又は
毒物及び、／又は中性子反射物質を備える必要があると
想定するだけでよい。中実管又は封止された中空管から
成る排除棒は、中性子減速材例えば軽水を収容した燃料
集合体中の開口に嵌合される。炉心領域２５内において
減速材を排除することにより、（核燃料の核分裂によ２
て生じた）高速中性子の受ける減速が少なくなるため、
核分裂が減少し、それにより、溶接部２２が照射される
高速中性子の発生量が少くなる。中性子減速材を使用す
ると、これらは、排除棒の有用な作用をもつほかに、核
分裂反応に利用さ１うる低速又は減速中性子を吸収する
ことにより、溶接部２２によって吸収されるべき高速中
性子の発生量を更に少なくする。また、中性子毒物は、
溶接部２２が受けうる高連中性子のいくらかも吸収する
。反射棒が使用された場合、これらは、排除棒の有用な
効果をもつだけでなく、いくらかの中性子を、溶接部２
２から離れ、炉心１２に入るように反射する。
第３図の下部には、燃料集合体＋４’、１４”。
１４１１１ 、１４１１１１の格子２９を通り切断した
横断面として、炉心領域２５に対応する炉心１２の部分
が図示さｎている。格子、例えば格子２９ｄ、周知のよ
うに、燃料集合体１４の長さに沿ったいろいろの個所に
配置され、ており、原子炉の冷却材が燃料棒２６との熱
交換関係において間隙を通ってＲｔ’Ｌうるように、燃
料棒２６及び制御棒案内′Ｗ２７を相互に平行に離隔し
た関係に支持するようになっている。
横断面として、炉心領域２５に対応する炉心１２の部分
が図示さｎている。格子、例えば格子２９ｄ、周知のよ
うに、燃料集合体１４の長さに沿ったいろいろの個所に
配置され、ており、原子炉の冷却材が燃料棒２６との熱
交換関係において間隙を通ってＲｔ’Ｌうるように、燃
料棒２６及び制御棒案内′Ｗ２７を相互に平行に離隔し
た関係に支持するようになっている。
案内管２７のような案内管は、その内部に挿入された制
御棒の運動を案内するために用いられ、これらの制御棒
は、周知のように、原子炉１０の出力を制御するために
、軸方向に移動可能となっている。これらの制御棒は、
典型的には、両端が封止された中空管であり、端部同士
法するように積上げた中性子吸収材のベレットを収容し
ている。成る燃料集合体１４は、炉心１２内のどの位置
に配置してもよいので、各々の燃料集合体１４に同じ数
の案内管２７を備え、これらを燃料集合体１４内の同じ
位置に配置することが、普通に行なわｎている。即ち、
制御棒集合体は、普通は炉心周辺には配にされないが、
炉心周辺の燃料集合体１４は、案内管２７を備えている
。しかし、これらの案内管２７は、通常は使用されない
。通常は、各燃料集合体１４の各々の格子２９は、計装
管のための中心開口３３を備えている。第２図に示した
炉心領域２５内の点２８は、それぞれの燃料集合体の使
用されない案内Ｗ２７の位置を表わしている。
御棒の運動を案内するために用いられ、これらの制御棒
は、周知のように、原子炉１０の出力を制御するために
、軸方向に移動可能となっている。これらの制御棒は、
典型的には、両端が封止された中空管であり、端部同士
法するように積上げた中性子吸収材のベレットを収容し
ている。成る燃料集合体１４は、炉心１２内のどの位置
に配置してもよいので、各々の燃料集合体１４に同じ数
の案内管２７を備え、これらを燃料集合体１４内の同じ
位置に配置することが、普通に行なわｎている。即ち、
制御棒集合体は、普通は炉心周辺には配にされないが、
炉心周辺の燃料集合体１４は、案内管２７を備えている
。しかし、これらの案内管２７は、通常は使用されない
。通常は、各燃料集合体１４の各々の格子２９は、計装
管のための中心開口３３を備えている。第２図に示した
炉心領域２５内の点２８は、それぞれの燃料集合体の使
用されない案内Ｗ２７の位置を表わしている。
再び第３図を参照して、この第５図の上部には、ハブ６
２により支持−さ１て互いに平行に配置された複数の排
除−吸収−反射棒５１を含む排除−吸収−反射棒集合体
３０が内示されている。該集合体６０においての排除−
吸収−反射棒３１ （照射遮蔽である中性子減少手段）
の配列は、炉心領域２５における不使用の案内管２７の
位置と合致しており、各々の棒３１は、１つの案内管２
７に収容される。各々の棒３１は、例えばジルコニア又
はステンレス鋼の封止管の形状の排除棒か、又は、適宜
の中性子吸収材例工ばステンレスｍｍの中実棒の形状も
しくは適宜の中性子反射材例えばジルコニウム袈の封止
管の形状の、排除−反射棒としてもよい。
２により支持−さ１て互いに平行に配置された複数の排
除−吸収−反射棒５１を含む排除−吸収−反射棒集合体
３０が内示されている。該集合体６０においての排除−
吸収−反射棒３１ （照射遮蔽である中性子減少手段）
の配列は、炉心領域２５における不使用の案内管２７の
位置と合致しており、各々の棒３１は、１つの案内管２
７に収容される。各々の棒３１は、例えばジルコニア又
はステンレス鋼の封止管の形状の排除棒か、又は、適宜
の中性子吸収材例工ばステンレスｍｍの中実棒の形状も
しくは適宜の中性子反射材例えばジルコニウム袈の封止
管の形状の、排除−反射棒としてもよい。
更に、棒３１は、吸収型の普通の１ｉｌｔ御棒として形
成されて同一の材料例え１ば炭化ホウ素、カドミウム−
インジウム−銀、ハフニウムその池を使用する排除−吸
収棒としてもよい。また更に、棒３１は、各々の棒５１
の長さに沿って適宜配置された吸収材及び反射材を含む
これらの排除棒の組合せから成っていることもできる。
成されて同一の材料例え１ば炭化ホウ素、カドミウム−
インジウム−銀、ハフニウムその池を使用する排除−吸
収棒としてもよい。また更に、棒３１は、各々の棒５１
の長さに沿って適宜配置された吸収材及び反射材を含む
これらの排除棒の組合せから成っていることもできる。
これらの吸収材と反射材とのどちらか一方又は両方は、
棒３１の全長に亘り延長していてもよい。
棒３１の全長に亘り延長していてもよい。
また、各々の棒３１は、予め選定された軸方向の炉心位
置の間に適宜配置された反射材と吸収材とのどちらか一
方又は両方の一部から成るものとし、棒６１の残りの部
分は、実質的に非吸収性に、そして／又は非反射性にし
ておくことができる。棒３１は、どんな所望の長さを有
してもよく、棒集合体３０は、成る溶接部の高速中性子
束への照射を最小にするのに必要な、どんな所望の長さ
を有してもよい。更に、外心領域２５のような、成る与
えらｎた炉心１２の領域は、前記の照射を最小とするの
に必要な棒集合体の数に依存して、１以上の棒集合体３
０を備えていることができる。
置の間に適宜配置された反射材と吸収材とのどちらか一
方又は両方の一部から成るものとし、棒６１の残りの部
分は、実質的に非吸収性に、そして／又は非反射性にし
ておくことができる。棒３１は、どんな所望の長さを有
してもよく、棒集合体３０は、成る溶接部の高速中性子
束への照射を最小にするのに必要な、どんな所望の長さ
を有してもよい。更に、外心領域２５のような、成る与
えらｎた炉心１２の領域は、前記の照射を最小とするの
に必要な棒集合体の数に依存して、１以上の棒集合体３
０を備えていることができる。
排除−吸収−反射棒集合体３Ｑｆｄ、炉心の装荷又は再
装荷の間にその設定された炉心領域２５に位置させ、そ
の後の原子炉１０の運転の間炉心領域２５内に残留させ
ておくことができる。棒集合体６０は、原子炉１０の運
転の間組付は状態が保たれるように、上部及び下部の炉
心支持板（いずれも図示しない）の間に、慣用されるよ
うに挾持させることができる。
装荷の間にその設定された炉心領域２５に位置させ、そ
の後の原子炉１０の運転の間炉心領域２５内に残留させ
ておくことができる。棒集合体６０は、原子炉１０の運
転の間組付は状態が保たれるように、上部及び下部の炉
心支持板（いずれも図示しない）の間に、慣用されるよ
うに挾持させることができる。
本発明の実施に当って、次の手順が用いられる。圧力容
器１１の垂直溶接部２１ （軸線Ａ−Ａ）及び水平溶接
部（軸線Ｂ−Ｂ）に対する炉心１２の位置関係を記録す
る。溶接部２１．２２のところの高速中性子束（例えば
、１０６電子ボルトを超過する中性子束）を計算もしく
は測定する。高速中性子束の値を減少させるために使用
することが望ましい適宜の規準を用いて、１個もしくは
複数の棒集合体３０を備えるべき炉心１２の周辺領域の
大きさ及び位置についての決定と、排除棒効果のほかに
中性子吸収と中性子反射とのうちどちらか一方又は両方
が必要か否か、必要としたら、どんな長さ及び軸方向の
位置に用意するか、の決定を行なう。これらの決定の結
果に基づいて、正確に寸法を定めた棒集合体を作製し、
炉心１２内の所望の１以上の位置に装填する。その後は
原子炉を定格出力で常法に従って運転する。原子炉の運
転中に、排除−吸収−反射棒の設計及び移動を確認する
ための測定を行ない、変更が適切と思われた場合は、前
述した手順に従って、これらの変更を行なう。
器１１の垂直溶接部２１ （軸線Ａ−Ａ）及び水平溶接
部（軸線Ｂ−Ｂ）に対する炉心１２の位置関係を記録す
る。溶接部２１．２２のところの高速中性子束（例えば
、１０６電子ボルトを超過する中性子束）を計算もしく
は測定する。高速中性子束の値を減少させるために使用
することが望ましい適宜の規準を用いて、１個もしくは
複数の棒集合体３０を備えるべき炉心１２の周辺領域の
大きさ及び位置についての決定と、排除棒効果のほかに
中性子吸収と中性子反射とのうちどちらか一方又は両方
が必要か否か、必要としたら、どんな長さ及び軸方向の
位置に用意するか、の決定を行なう。これらの決定の結
果に基づいて、正確に寸法を定めた棒集合体を作製し、
炉心１２内の所望の１以上の位置に装填する。その後は
原子炉を定格出力で常法に従って運転する。原子炉の運
転中に、排除−吸収−反射棒の設計及び移動を確認する
ための測定を行ない、変更が適切と思われた場合は、前
述した手順に従って、これらの変更を行なう。
第１図は、本発明が適用さＣうる典型的な原子炉を示す
一部切欠き側面図、第２図は、第１図の原子炉の圧力容
器及び炉心の周囲部分のそれぞれ一部を示し、第１図の
２−２線に沿った前面図、第３図は、中性子束減少手段
（棒）を組込んだ炉心の成る領域の一部分をなす燃料集
合体部分の斜゛視図である。 １０・・原子炉、１１・・圧力容器、１２・・炉心、１
４・・燃料集合体、２１．２２・・溶接部、２５・・炉
心領域、３１・・排除−吸収−反射棒（照射遮蔽である
中性子束減少手段ｂＦＩＧ、２
一部切欠き側面図、第２図は、第１図の原子炉の圧力容
器及び炉心の周囲部分のそれぞれ一部を示し、第１図の
２−２線に沿った前面図、第３図は、中性子束減少手段
（棒）を組込んだ炉心の成る領域の一部分をなす燃料集
合体部分の斜゛視図である。 １０・・原子炉、１１・・圧力容器、１２・・炉心、１
４・・燃料集合体、２１．２２・・溶接部、２５・・炉
心領域、３１・・排除−吸収−反射棒（照射遮蔽である
中性子束減少手段ｂＦＩＧ、２
Claims (1)
- 複数の燃料集合体から構成される炉心を有し、該炉心が
、少なくとも１つの溶接部を壁部に形成した圧力容器内
に配設されている原子炉において、前記少なくとも１つ
の溶接部に、中性子束減少手段からなる照射遮蔽が組み
合わせられており、該中性子束減少手段が配設される炉
心領域は、前記溶接部を含む圧力容器の前記壁部と向か
い合つて位置すると共に、前記炉心の周辺部分に配設さ
れた少なくとも１つの燃料集合体の少なくとも一部分を
含むことを特徴とする原子炉。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US666697 | 1984-10-31 | ||
| US06/666,697 US4759896A (en) | 1984-10-31 | 1984-10-31 | Method and apparatus for improving flux reduction factors |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61117483A true JPS61117483A (ja) | 1986-06-04 |
| JPH0438317B2 JPH0438317B2 (ja) | 1992-06-24 |
Family
ID=24675059
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60241783A Granted JPS61117483A (ja) | 1984-10-31 | 1985-10-30 | 原子炉における中性子束減少装置 |
Country Status (7)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4759896A (ja) |
| EP (1) | EP0180187B1 (ja) |
| JP (1) | JPS61117483A (ja) |
| KR (1) | KR860003620A (ja) |
| CN (1) | CN85109566A (ja) |
| DE (1) | DE3581693D1 (ja) |
| ES (1) | ES8801965A1 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2015129747A (ja) * | 2013-12-17 | 2015-07-16 | グローバル・ニュークリア・フュエル・アメリカズ・エルエルシー | 原子炉のフルエンス低減システムおよび方法 |
| JP2016512880A (ja) * | 2013-02-25 | 2016-05-09 | リチャード スコット，イアン | 実用的な溶融塩核分裂反応器 |
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|---|---|---|---|---|
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| JP4825763B2 (ja) * | 2007-09-21 | 2011-11-30 | 株式会社東芝 | 反射体制御方式の高速炉 |
| US9281083B2 (en) * | 2009-04-06 | 2016-03-08 | Terrapower, Llc | Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of controlling burnup therein |
| US9959944B2 (en) | 2012-04-12 | 2018-05-01 | Bwxt Mpower, Inc. | Self-supporting radial neutron reflector |
| CN103871492B (zh) * | 2012-12-13 | 2016-08-31 | 中国核动力研究设计院 | 一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构 |
| CN104183278A (zh) * | 2013-05-28 | 2014-12-03 | 中国核动力研究设计院 | 一种铍水慢化高通量工程试验堆堆芯 |
| US20160099083A1 (en) * | 2014-10-01 | 2016-04-07 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Fast flux shield and method of reducing fast neutron fluence at a core shroud of a boiling water reactor using the same |
| CN107767969A (zh) * | 2017-09-04 | 2018-03-06 | 中广核研究院有限公司 | 压力容器的堆芯结构及堆芯装载方法 |
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-
1984
- 1984-10-31 US US06/666,697 patent/US4759896A/en not_active Expired - Fee Related
-
1985
- 1985-10-24 ES ES548185A patent/ES8801965A1/es not_active Expired
- 1985-10-29 DE DE8585113717T patent/DE3581693D1/de not_active Expired - Fee Related
- 1985-10-29 EP EP85113717A patent/EP0180187B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1985-10-30 CN CN198585109566A patent/CN85109566A/zh active Pending
- 1985-10-30 JP JP60241783A patent/JPS61117483A/ja active Granted
- 1985-10-31 KR KR1019850008100A patent/KR860003620A/ko not_active Application Discontinuation
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS59137890A (ja) * | 1983-01-21 | 1984-08-08 | シーメンス、アクチエンゲゼルシヤフト | 原子炉の燃料集合体から構成された炉心 |
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Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| ES548185A0 (es) | 1987-08-01 |
| CN85109566A (zh) | 1986-07-23 |
| US4759896A (en) | 1988-07-26 |
| DE3581693D1 (de) | 1991-03-14 |
| EP0180187B1 (en) | 1991-02-06 |
| EP0180187A3 (en) | 1987-04-01 |
| JPH0438317B2 (ja) | 1992-06-24 |
| EP0180187A2 (en) | 1986-05-07 |
| KR860003620A (ko) | 1986-05-28 |
| ES8801965A1 (es) | 1987-08-01 |
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