JPS61170694A - 原子炉およびその運転方法 - Google Patents
原子炉およびその運転方法Info
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- JPS61170694A JPS61170694A JP60011523A JP1152385A JPS61170694A JP S61170694 A JPS61170694 A JP S61170694A JP 60011523 A JP60011523 A JP 60011523A JP 1152385 A JP1152385 A JP 1152385A JP S61170694 A JPS61170694 A JP S61170694A
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- 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
- Pressure Welding/Diffusion-Bonding (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、原子炉に係り、特にウラン資源を節約するた
めに転換比を高めた原子炉に関するものである。
めに転換比を高めた原子炉に関するものである。
従来の発電用軽水炉には、沸騰水型軽水炉（ＢＷＲｌと
加圧水型軽水炉（ＰＷＲ，Ｉとがある。
加圧水型軽水炉（ＰＷＲ，Ｉとがある。
これらの軽水炉は、核分裂性のＵ−２３５ｔ−２〜３憾
に濃縮したいわゆる濃縮ウランを用い、これを燃焼させ
（核分裂させ）発電することを目的とした原子炉である
。ここでは、転換比を向上させウラン資ｉｔ−節約する
ことについて特に意識されてはいない。
に濃縮したいわゆる濃縮ウランを用い、これを燃焼させ
（核分裂させ）発電することを目的とした原子炉である
。ここでは、転換比を向上させウラン資ｉｔ−節約する
ことについて特に意識されてはいない。
第５図にＢＷＲの原子炉構造を、また第９図にＰＷＨの
原子炉構造を示す。原子炉は圧力容器ｌに格納されてい
る。その中で熱発生源である燃料集合体２がある部分を
通常「炉心」と呼んでいる。
原子炉構造を示す。原子炉は圧力容器ｌに格納されてい
る。その中で熱発生源である燃料集合体２がある部分を
通常「炉心」と呼んでいる。
ＢＷＲとＰＷＲの燃料集合体構造を第６図と第ｉｏ図に
示す。軽水炉の燃料は、ＢＶｖＲ，、ＰＷＲとも２〜３
ｇＩの低濃縮ウランで二酸化ウラン（ＵＯＩ ）焼結
ベレット３を使用している。燃料ベレットの大きさは直
径高さとも１ｃＷ１内外の円柱型である。これを約４ｍ
のジルコニウム合金でできた被覆管４の中に充てんして
、両端に端ａｔ−とシつけ溶接したものを燃料棒５とい
う。被覆管は核分裂の際生成する放射性物質を封じ込め
る役割をする。
示す。軽水炉の燃料は、ＢＶｖＲ，、ＰＷＲとも２〜３
ｇＩの低濃縮ウランで二酸化ウラン（ＵＯＩ ）焼結
ベレット３を使用している。燃料ベレットの大きさは直
径高さとも１ｃＷ１内外の円柱型である。これを約４ｍ
のジルコニウム合金でできた被覆管４の中に充てんして
、両端に端ａｔ−とシつけ溶接したものを燃料棒５とい
う。被覆管は核分裂の際生成する放射性物質を封じ込め
る役割をする。
ＢＷＲでは、燃料棒ｔ−８Ｘ８の正方格子状に配列した
燃料集合体を単位として使用する。燃料集合体は、更に
チャンネルボックス６と呼ばれる正方形の筒の中に収め
原子炉に装荷する。
燃料集合体を単位として使用する。燃料集合体は、更に
チャンネルボックス６と呼ばれる正方形の筒の中に収め
原子炉に装荷する。
ＰＷＨの燃料集合体の構成は、１４Ｘ１４゜１５ Ｘ
ｌ ５．もしくは１７Ｘ１７の正方格子であシ、ＢＷＲ
の燃料集合体より大きく、また外側にチャンネルボック
ス６はない。ＢＷＲでは、燃料集合体内の出力分布の平
均化のため数種類の濃縮度の燃料棒を使用する。ＰＷＲ
，では集合体内の燃料棒の濃縮度は均一であるが、第１
１図に示す様に３種類の濃縮度（初装荷燃料）の燃料集
合体を使用する。
ｌ ５．もしくは１７Ｘ１７の正方格子であシ、ＢＷＲ
の燃料集合体より大きく、また外側にチャンネルボック
ス６はない。ＢＷＲでは、燃料集合体内の出力分布の平
均化のため数種類の濃縮度の燃料棒を使用する。ＰＷＲ
，では集合体内の燃料棒の濃縮度は均一であるが、第１
１図に示す様に３種類の濃縮度（初装荷燃料）の燃料集
合体を使用する。
燃料集合体を制御棒とともに配列したのが炉心である。
ＢＷＲ，の炉心断面の一例を第７図に示す。
ＢＷＲの制御棒は、第８図に示すように１千字形で、燃
料集合体間に挿入される。この制御棒を囲む燃料集合体
４′ｔ一単位として格子状に配列し、外形としては円に
近くする。
料集合体間に挿入される。この制御棒を囲む燃料集合体
４′ｔ一単位として格子状に配列し、外形としては円に
近くする。
ＢＷＲの燃料のチャンネルボックス６は燃料を冷却する
ため冷却水の流蓋を確保するとともに１制御棒のガイド
の役割を果たしている。燃料集合体間で制御棒が挿入さ
れない側には中性子束検出器が配置され、出力レベルの
測定、監視、出力分布の測定に用いられる。
ため冷却水の流蓋を確保するとともに１制御棒のガイド
の役割を果たしている。燃料集合体間で制御棒が挿入さ
れない側には中性子束検出器が配置され、出力レベルの
測定、監視、出力分布の測定に用いられる。
ＰＷ几の炉心も第１１図に示す通り、外形が円に近づく
ように、燃料集合体を格子状に配列して構成される。Ｐ
ＷＲでは、炉心内で蒸気が発生しないこと及び制御棒が
燃料集合体内に挿入されること等のため、ＢＷＲめ様に
チャンネルボックスを必要としない。電気出力１１０万
ｋＷクラスのＰＷＲでは燃料集合体の数は約１９０体で
あるが、そのうち制御棒が挿入されるのは約５０体であ
る。
ように、燃料集合体を格子状に配列して構成される。Ｐ
ＷＲでは、炉心内で蒸気が発生しないこと及び制御棒が
燃料集合体内に挿入されること等のため、ＢＷＲめ様に
チャンネルボックスを必要としない。電気出力１１０万
ｋＷクラスのＰＷＲでは燃料集合体の数は約１９０体で
あるが、そのうち制御棒が挿入されるのは約５０体であ
る。
ＰＷＲでは、出力レベルおよび出力分布の監視は炉外核
計装により行ない、炉内計装は温度測定用の熱電対のみ
で中性子検出器を設置しない。
計装により行ない、炉内計装は温度測定用の熱電対のみ
で中性子検出器を設置しない。
制御棒の挿入はＰＷＲでは上から、ＢＷＲでは下から行
なう。ＢＷＲで制御棒を下から挿入する理由は、上部で
蒸気が発生して中性子の減速効果が相対的に少なくなり
、下部の出力が高くなるのを補償するためである。原子
炉の燃料としては、ＢＷＲ，ＰＷＲともσ−２３５の含
有量が２〜３憾の低濃縮ウランを使用し、他の９７〜９
８悌は核分裂しないＵ−２３８である。Ｕ−２３５は燃
焼が進むに従って核分裂によシ減少する。一定の出力レ
ベルを維持するには、必要に応じ新たな燃料を補給しな
ければならず、燃料を販シ替える。
なう。ＢＷＲで制御棒を下から挿入する理由は、上部で
蒸気が発生して中性子の減速効果が相対的に少なくなり
、下部の出力が高くなるのを補償するためである。原子
炉の燃料としては、ＢＷＲ，ＰＷＲともσ−２３５の含
有量が２〜３憾の低濃縮ウランを使用し、他の９７〜９
８悌は核分裂しないＵ−２３８である。Ｕ−２３５は燃
焼が進むに従って核分裂によシ減少する。一定の出力レ
ベルを維持するには、必要に応じ新たな燃料を補給しな
ければならず、燃料を販シ替える。
両軽水炉ともほぼ１年に１回原子炉を停止し、燃料を取
り替えるが、ＢＷ几では炉心の１／４について炉心全体
一様に、原則として１本の制御棒の周りに１体ずつ新燃
料を装荷し、ＰＷＦＬでは炉心のｌ／３について炉心の
外周部に新燃料を装荷する方法を採用している。
り替えるが、ＢＷ几では炉心の１／４について炉心全体
一様に、原則として１本の制御棒の周りに１体ずつ新燃
料を装荷し、ＰＷＦＬでは炉心のｌ／３について炉心の
外周部に新燃料を装荷する方法を採用している。
原子炉における熱エネルギーは、熱中性子によるＵ−２
３５の核分裂で得られる。この核分裂が起こる度合を表
わす指標を反応度といい、反応度が高ければ核分裂が盛
んになる。原子炉を所定出力に維持するには、反応度を
適切に制御する必要がある。このため使用されるのが制
御棒で、制御棒は中性子をよく吸収する材料（硼素、Ａ
ｇ・Ｉｎ−Ｃａ合金）で作られている。
３５の核分裂で得られる。この核分裂が起こる度合を表
わす指標を反応度といい、反応度が高ければ核分裂が盛
んになる。原子炉を所定出力に維持するには、反応度を
適切に制御する必要がある。このため使用されるのが制
御棒で、制御棒は中性子をよく吸収する材料（硼素、Ａ
ｇ・Ｉｎ−Ｃａ合金）で作られている。
核分裂を起こすＵ−２３５は燃焼とともに減少するが、
燃料を取替え比直後の炉心はＵ−２３５が豊富であるか
ら、それだけ反応度が高く、以降燃焼が進むに従って低
下する。この几め燃焼に伴い制御棒の挿入度を徐々に減
らし、反応度の低下を補償する。従来型の軽水炉におい
て、燃料交換後運転を開始した燃焼初期には、炉心は約
８俤の余剰反応度（臨界を超過した度合）−を持ってお
り、制御棒を挿入して補償している。これを燃焼反応度
と呼ぶ。燃焼に伴い余剰反応度が小さくなると、それに
伴い制御棒を引き抜いてゆく。原子炉を停止させ新しい
燃料を装荷するこるには、余剰反応度はゼロになり、制
御棒はすべて引き抜かれた状態になって、原子炉は停止
する。
燃料を取替え比直後の炉心はＵ−２３５が豊富であるか
ら、それだけ反応度が高く、以降燃焼が進むに従って低
下する。この几め燃焼に伴い制御棒の挿入度を徐々に減
らし、反応度の低下を補償する。従来型の軽水炉におい
て、燃料交換後運転を開始した燃焼初期には、炉心は約
８俤の余剰反応度（臨界を超過した度合）−を持ってお
り、制御棒を挿入して補償している。これを燃焼反応度
と呼ぶ。燃焼に伴い余剰反応度が小さくなると、それに
伴い制御棒を引き抜いてゆく。原子炉を停止させ新しい
燃料を装荷するこるには、余剰反応度はゼロになり、制
御棒はすべて引き抜かれた状態になって、原子炉は停止
する。
現在は、ａｒｍ沸騰水屋軽水炉（Ａ−ＢＷ几）と新温加
圧水屋軽水炉（人−ＰＷ几）の開発が進められている。
圧水屋軽水炉（人−ＰＷ几）の開発が進められている。
これらは、従来型軽水炉よりも信頼性と経済性を向上さ
せることをねらったもので、それなシの効果を上げつつ
ある。しかしながら、転換比を高くすることが目的でな
いために、総合効率の点で不満が解消されるまでには至
っていない。
せることをねらったもので、それなシの効果を上げつつ
ある。しかしながら、転換比を高くすることが目的でな
いために、総合効率の点で不満が解消されるまでには至
っていない。
本発明の目的はウラン資源の有効利用をはかる几めにプ
ルトニクム生成効率のよい原子炉を提案することでＳ、
ａ、Ｚり具体的ＩＦ−は、装荷した燃焼中に含まれる核
分裂性物質を燃焼させるとともに、運転中に炉心内で積
極的にプルトニウムを生成させ、それをも燃焼させて発
生する熱を発電等圧利用し、ウラン資源を節約できる原
子炉およびその運転方法を提供することである。
ルトニクム生成効率のよい原子炉を提案することでＳ、
ａ、Ｚり具体的ＩＦ−は、装荷した燃焼中に含まれる核
分裂性物質を燃焼させるとともに、運転中に炉心内で積
極的にプルトニウムを生成させ、それをも燃焼させて発
生する熱を発電等圧利用し、ウラン資源を節約できる原
子炉およびその運転方法を提供することである。
次世代軽水炉として高速増殖炉導入までの間、ウラン資
源節約の几め、軽水炉燃焼により消滅するＵ−２３５及
びＰｕ−２３９等の核分裂性物質の量にできるだけ近い
量の核分裂性物質を同時に炉内で生成する炉の開発が要
求される。燃焼により消滅する核分裂性物質と同時に炉
内で生成する核分裂性物質の量を示す指標として転換比
上次に示す。
源節約の几め、軽水炉燃焼により消滅するＵ−２３５及
びＰｕ−２３９等の核分裂性物質の量にできるだけ近い
量の核分裂性物質を同時に炉内で生成する炉の開発が要
求される。燃焼により消滅する核分裂性物質と同時に炉
内で生成する核分裂性物質の量を示す指標として転換比
上次に示す。
分母は炉内でＵ −２３５，Ｐ ｕ −２３９，および
Ｐｕ−２４１が、核分裂（核分裂反応が生じる確率を通
常Σｆで表わす）および中性子捕獲（中性子捕獲反応が
生じる確率を通常Σ、で表わす）の両反応すなわち中性
子吸収反応（Σ、＝Σｆ＋Σ、）によシ、炉内で消滅す
る量を示す。分子は核分裂性物質の生成量を示す。（Σ
、−ΣＩ ）はＵ−２３８の中性子捕獲反応を示し、Σ
！３Ｉ−Σ門＝Σ−ｓ１ である。この反応は次によシ
ｐｕ−２３８を生成する（Ｕ−２３８は炉内でエネルギ
ーの高い中性子に対し有意な核分裂反応の確率を持つ）
。
Ｐｕ−２４１が、核分裂（核分裂反応が生じる確率を通
常Σｆで表わす）および中性子捕獲（中性子捕獲反応が
生じる確率を通常Σ、で表わす）の両反応すなわち中性
子吸収反応（Σ、＝Σｆ＋Σ、）によシ、炉内で消滅す
る量を示す。分子は核分裂性物質の生成量を示す。（Σ
、−ΣＩ ）はＵ−２３８の中性子捕獲反応を示し、Σ
！３Ｉ−Σ門＝Σ−ｓ１ である。この反応は次によシ
ｐｕ−２３８を生成する（Ｕ−２３８は炉内でエネルギ
ーの高い中性子に対し有意な核分裂反応の確率を持つ）
。
β崩壊
Ｕ−２３８＋ｎ（中性子） →Ｕ−２３９−一→Ｐ ｕ
−２３９ΣごはＰ ｕ −２４０の中性子吸収反応を示
し、この反応により以下に示すように核分裂性のＰｕ−
２４１１−生成する。
−２３９ΣごはＰ ｕ −２４０の中性子吸収反応を示
し、この反応により以下に示すように核分裂性のＰｕ−
２４１１−生成する。
Ｐｕ−２４０＋ｎ（中性子） →Ｐｕ−２４１軽水炉等
の熱中性子炉においては核分裂により平均２５個の中性
子を発生する。前記転換比を向上させるには、有効に中
性子を利用する（中性子経済を向上させる）必要がある
。
の熱中性子炉においては核分裂により平均２５個の中性
子を発生する。前記転換比を向上させるには、有効に中
性子を利用する（中性子経済を向上させる）必要がある
。
核分裂によシ発生する中性子量は、消減量と次転換比を
向上させるＫは、上式右辺の第３項および第４項による
消減量を小さくするとともに、上式右辺の第２項のＵ−
２３８等の中性子捕獲反応音大きくさせる軽水炉構造と
すればよい。これは、転換比を向上させることである。
向上させるＫは、上式右辺の第３項および第４項による
消減量を小さくするとともに、上式右辺の第２項のＵ−
２３８等の中性子捕獲反応音大きくさせる軽水炉構造と
すればよい。これは、転換比を向上させることである。
従来の軽水炉においては、前記転換比の向上を目的とし
たものはなく、本定義に基づくそれらの転換比は約０．
５５である。
たものはなく、本定義に基づくそれらの転換比は約０．
５５である。
原子炉は、核分裂によって生じた中性子を次の核分裂に
用いる中性子と核分裂性物質との反応装置である。中性
子が核分裂性物質と反応するときの中性子エネルギーに
ニジ高速中性子炉、熱中性子炉などに分類される。中性
子のエネルギーを減少させるＶＣ＃ｉ、原子炉の炉心お
よびその近傍に水などのいわゆる中性子減速材を使用す
る。
用いる中性子と核分裂性物質との反応装置である。中性
子が核分裂性物質と反応するときの中性子エネルギーに
ニジ高速中性子炉、熱中性子炉などに分類される。中性
子のエネルギーを減少させるＶＣ＃ｉ、原子炉の炉心お
よびその近傍に水などのいわゆる中性子減速材を使用す
る。
ＢＷ几やＰＷ几を典聾とする現行の熱中性子炉は核分裂
で生じた中性子から減速材にｚｂエネルギーを奪い、減
速された中性子と核分裂性物質Ｕ−２３５，Ｐｕ−２３
９などとを反応させるものでめる。この中性子のエネル
ギーｕｏ、ｏｉ〜０．１ｅｖ程度のものが主要部分を占
めている。
で生じた中性子から減速材にｚｂエネルギーを奪い、減
速された中性子と核分裂性物質Ｕ−２３５，Ｐｕ−２３
９などとを反応させるものでめる。この中性子のエネル
ギーｕｏ、ｏｉ〜０．１ｅｖ程度のものが主要部分を占
めている。
第１４図に現在軽水炉などで使用されているウランおよ
びプルトニウム同位元素の中鉗子との反応確率を表す吸
収断面積（バーン）ｔ−中性子エネルギーの関係として
示す。Ｕ−２３５は中性子エネルギーが小さくなるほど
吸収断面積が大きくなる。一方、Ｕ−２３８／Ｉｉ中性
子エネルギーが５ｅＶ以下では、吸収断面積は小さく、
大きい変化はない。しかし５ｅｅｌ越えると、Ｕ−２３
８の特徴として中性子の共鳴吸収という性質がｌ）、吸
収断面積は大きく増加する。
びプルトニウム同位元素の中鉗子との反応確率を表す吸
収断面積（バーン）ｔ−中性子エネルギーの関係として
示す。Ｕ−２３５は中性子エネルギーが小さくなるほど
吸収断面積が大きくなる。一方、Ｕ−２３８／Ｉｉ中性
子エネルギーが５ｅＶ以下では、吸収断面積は小さく、
大きい変化はない。しかし５ｅｅｌ越えると、Ｕ−２３
８の特徴として中性子の共鳴吸収という性質がｌ）、吸
収断面積は大きく増加する。
Ｕ−２３８は中性子エネルギーの小さいときはＵ−２３
５やＰｕ−２３９などに比して中性子吸収確率は低い。
５やＰｕ−２３９などに比して中性子吸収確率は低い。
中性子のエネルギーが大きくなる１１ど、Ｕ−２３８の
中性子吸収確率が相対的に大きい部分を占めることにな
る。
中性子吸収確率が相対的に大きい部分を占めることにな
る。
Ｕ−２３８は、通常原子燃料の中に９５パ一セント以上
も含まれ、しかも中性子を吸収した後β崩壊により核分
裂性物質ｐｕ−２３９に変化する。
も含まれ、しかも中性子を吸収した後β崩壊により核分
裂性物質ｐｕ−２３９に変化する。
Ｕ−２３８から生じ九ｐｕ−２３９は原子炉運転中に中
性子との核分裂を起すので、核分裂エネルギーを生じ、
Ｕ−２３５と同様に、核分裂エネルギーは発電など有効
なエネルギーとして活用される。
性子との核分裂を起すので、核分裂エネルギーを生じ、
Ｕ−２３５と同様に、核分裂エネルギーは発電など有効
なエネルギーとして活用される。
したがって原子炉運転中に運転継続に必要な核分裂連鎖
反応に支障にならない範囲で、Ｕ−２３８に中性子を吸
収させ、ｐｕ−２３９等の核分裂性物質を多く生成させ
ることが有意義である。
反応に支障にならない範囲で、Ｕ−２３８に中性子を吸
収させ、ｐｕ−２３９等の核分裂性物質を多く生成させ
ることが有意義である。
本発明社積極的にプルトニウムを生成させる手段を提案
するものでらる。第３図に相対的反応度と相対的燃焼度
（原子炉の運転期間）との関係を示す。通常原子炉は、
運転期間を通じて充分な出力を発生するため、必要十分
な相対的反応度を持つように１運転開始に先立って燃料
を装荷する。
するものでらる。第３図に相対的反応度と相対的燃焼度
（原子炉の運転期間）との関係を示す。通常原子炉は、
運転期間を通じて充分な出力を発生するため、必要十分
な相対的反応度を持つように１運転開始に先立って燃料
を装荷する。
現在では運転期間が長期にわたることが多く、運転の初
期には相対的反応度を大きくする必要がある。実際の運
転には原子炉出力運転時の臨界反応度相当があればよい
ので、余剰反応度分は何らかの制御方式で抑制する必要
がある。軽水炉の場合は、ガドリニア、ボロンなど中性
子吸収確率が極めて大きい物質、いわゆるバーナプルポ
イズンを燃料中に添加したシ、燃料の近傍に位置させて
、中性子を吸収させ、核分裂性物質が過剰な中性子と反
応しないようにする（第３図Ａ部分）。また更に余剰反
応度が残っているときは中性子吸収確率の大きい材料の
制御棒および液体ポイズンを併用する。ＢＷＲ，の場合
は、さらに減速材である水の密度をポンプによシ加減し
、水の中性子エネルギー減速効果を制御する。これによ
って核分裂性物質が中性子と核分裂反応を起すことｋ
！ＩＪ御する（第３図Ｂ部分）。
期には相対的反応度を大きくする必要がある。実際の運
転には原子炉出力運転時の臨界反応度相当があればよい
ので、余剰反応度分は何らかの制御方式で抑制する必要
がある。軽水炉の場合は、ガドリニア、ボロンなど中性
子吸収確率が極めて大きい物質、いわゆるバーナプルポ
イズンを燃料中に添加したシ、燃料の近傍に位置させて
、中性子を吸収させ、核分裂性物質が過剰な中性子と反
応しないようにする（第３図Ａ部分）。また更に余剰反
応度が残っているときは中性子吸収確率の大きい材料の
制御棒および液体ポイズンを併用する。ＢＷＲ，の場合
は、さらに減速材である水の密度をポンプによシ加減し
、水の中性子エネルギー減速効果を制御する。これによ
って核分裂性物質が中性子と核分裂反応を起すことｋ
！ＩＪ御する（第３図Ｂ部分）。
第１５図に典型的な低濃縮二酸化ウラン燃料の原子炉の
運転期間中のＵ−２３８，０−２３５゜ｐｕ全全体およ
びＰｕ−２３９の同位元素重量率を示す。運転期間の後
半になると、核分裂性のｐｕ−２３９の核反応上の比率
が大きくなっている。
運転期間中のＵ−２３８，０−２３５゜ｐｕ全全体およ
びＰｕ−２３９の同位元素重量率を示す。運転期間の後
半になると、核分裂性のｐｕ−２３９の核反応上の比率
が大きくなっている。
従来技術では運転期間を通じて単に強い中性子吸収材で
余剰反応［１−制御している。
余剰反応［１−制御している。
本発明では余剰反応度が十分大きい間にプルトニウムを
より多く発生させる手段として、減速材密度？できるだ
け小さくして中性子のエネルギーを高め、Ｕ−２３８に
中性子を相対的に多く吸収させる手段、さらに積極的に
Ｕ−２３８の炉心への投入を一時的に多くする手段、お
よび原子炉のプルトニウム生成を多くする手段を用いる
ようにしである。
より多く発生させる手段として、減速材密度？できるだ
け小さくして中性子のエネルギーを高め、Ｕ−２３８に
中性子を相対的に多く吸収させる手段、さらに積極的に
Ｕ−２３８の炉心への投入を一時的に多くする手段、お
よび原子炉のプルトニウム生成を多くする手段を用いる
ようにしである。
第１２図に典型的なＰＷＲの燃料集合体を示す。
燃料集合体には制御棒案内管８があシ、制御棒が挿入さ
れる。この制御棒’１ｒＺｆｆｌ類に分け、従来通シ中
性子吸収確率の大きい物質を含むものと、それよシかな
シ小さい中性子吸収確率の物質を持つ制御棒とを備える
。余剰反応度が十分大きいときは液体ポイズンの＃に度
はできるだけ低くシ、制御棒のうち中性子吸収確率の小
さい物質からなる制御棒を制御棒案内管に挿入し、更に
余剰反応度があるときは中性子吸収率の大きい物質から
なる制御棒を挿入する。これらの操作よシ減速材である
水が少くなるので、中性子のエネルギー減速効果が弱く
なＦ）、Ｕ−２３８に相対的に中性子が多く吸収され、
プルトニウムが多く生成される。運転を継続し余剰反応
度が次第に小さくなってきたときは、液体ポイズンの製
板を小さくするとともに、中性子吸収確率の大きい物質
からなる制御棒を引き抜き、次いで中性子吸収確率の小
さい物質からなる制御棒を引き抜く。これによシ減速材
が増加し、従来の原子炉の状態に戻ることＫなる。とこ
に至るまで、プルトニウム生成は従来よシ多くなりてい
るので、第３図に実線で示すように反応度が増加する。
れる。この制御棒’１ｒＺｆｆｌ類に分け、従来通シ中
性子吸収確率の大きい物質を含むものと、それよシかな
シ小さい中性子吸収確率の物質を持つ制御棒とを備える
。余剰反応度が十分大きいときは液体ポイズンの＃に度
はできるだけ低くシ、制御棒のうち中性子吸収確率の小
さい物質からなる制御棒を制御棒案内管に挿入し、更に
余剰反応度があるときは中性子吸収率の大きい物質から
なる制御棒を挿入する。これらの操作よシ減速材である
水が少くなるので、中性子のエネルギー減速効果が弱く
なＦ）、Ｕ−２３８に相対的に中性子が多く吸収され、
プルトニウムが多く生成される。運転を継続し余剰反応
度が次第に小さくなってきたときは、液体ポイズンの製
板を小さくするとともに、中性子吸収確率の大きい物質
からなる制御棒を引き抜き、次いで中性子吸収確率の小
さい物質からなる制御棒を引き抜く。これによシ減速材
が増加し、従来の原子炉の状態に戻ることＫなる。とこ
に至るまで、プルトニウム生成は従来よシ多くなりてい
るので、第３図に実線で示すように反応度が増加する。
したがって従来よシも長い期間運転できる。
第１図と第２図に１本発明による実施例を示す。
これらの図は制御棒に中性子吸収確率の大きい物質を含
むもの９と小さい物質を含むものｌＯの配列の例を表わ
している。これらの配列は炉心全体でみると大きい制約
はないが、配列を規則的にすると、より均一にプルトニ
ウムが生成され、被解析上も便利である。
むもの９と小さい物質を含むものｌＯの配列の例を表わ
している。これらの配列は炉心全体でみると大きい制約
はないが、配列を規則的にすると、より均一にプルトニ
ウムが生成され、被解析上も便利である。
また中性子吸収確率の小さい様物として天然ウランや減
損ウラン（Ｕ−２３８の含有量を天然ウランよシも多く
した物質１１１ｔ−使用すると、Ｕ−２３８の炉心への
装荷蓋が多くなるので、プルトニウムの生成が多くなる
。特に減損ウランは現在用途がないこともあり、いわば
、廃品利用としても有利である。
損ウラン（Ｕ−２３８の含有量を天然ウランよシも多く
した物質１１１ｔ−使用すると、Ｕ−２３８の炉心への
装荷蓋が多くなるので、プルトニウムの生成が多くなる
。特に減損ウランは現在用途がないこともあり、いわば
、廃品利用としても有利である。
第４図に高温水の１１度を変えたときの効果を示す。図
においてＡの曲線は高温水の密度全相対的に１．０とじ
基羊とした場合である。ＢおよびＣは高温水の相対密度
をそれぞれ０．７５，０．５５と小さくした場合の例を
示す。この例は軽水炉の燃料として低濃度ウランの二酸
化物を用い、初期の低濃縮ウランの含有量は同じ条件と
している。効果をはつきシさせるために、尚温水の相対
密度を例えば０．７５で継続運転した後、高温水の相対
密度を１．０１ｃ戻したときの相対的反応度を示しであ
る。
においてＡの曲線は高温水の密度全相対的に１．０とじ
基羊とした場合である。ＢおよびＣは高温水の相対密度
をそれぞれ０．７５，０．５５と小さくした場合の例を
示す。この例は軽水炉の燃料として低濃度ウランの二酸
化物を用い、初期の低濃縮ウランの含有量は同じ条件と
している。効果をはつきシさせるために、尚温水の相対
密度を例えば０．７５で継続運転した後、高温水の相対
密度を１．０１ｃ戻したときの相対的反応度を示しであ
る。
ＡＫ対しＢとＣの曲線の相対的反応度が高いのは、同じ
相対的燃焼度において核分裂性プルトニウムの生成量が
多くなっている仁とを示す。それぞれの差は相対的燃焼
度つまシ運転期間が長くなるほど大きくな力、運転期間
中高温水の相対的密度が低いほど（制御棒を挿入したま
までの状態が長いほど）効果が大きい。今後運転サイク
ルを長くする傾向にアク、ウラン資源の有効活用および
省ウラン資源が期待できる。
相対的燃焼度において核分裂性プルトニウムの生成量が
多くなっている仁とを示す。それぞれの差は相対的燃焼
度つまシ運転期間が長くなるほど大きくな力、運転期間
中高温水の相対的密度が低いほど（制御棒を挿入したま
までの状態が長いほど）効果が大きい。今後運転サイク
ルを長くする傾向にアク、ウラン資源の有効活用および
省ウラン資源が期待できる。
本発明は、原子炉に装荷した燃料中に含まれる核分裂性
物質を中性子と核分裂させいわゆる燃焼させるとともに
、運転中の余剰反応度がある間に積極的に減速材を加減
してＵ−２３８という核分裂をおこさない物質からＰｕ
−２３９の核分裂性物質を生成させ、それをも燃焼させ
ることにより、ウラン共源を節約するものである。従来
は余剰反応度は中性子吸収確率の大きい物質に吸収させ
るだけであった。本発明は、中性子吸収確率の小さい物
質を新たに制御棒として採用し、余分に発生する中性子
１Ｕ−２３８により多く吸収させ、中性子減速能力を小
さくする。その結果、吸収される中性子のエネルギーが
高められ、Ｕ−２３８で吸収格れる相対的な確率が核分
裂性物質であるＵ−２３５に対して向上するから、プル
トニウム生成が加速される。
物質を中性子と核分裂させいわゆる燃焼させるとともに
、運転中の余剰反応度がある間に積極的に減速材を加減
してＵ−２３８という核分裂をおこさない物質からＰｕ
−２３９の核分裂性物質を生成させ、それをも燃焼させ
ることにより、ウラン共源を節約するものである。従来
は余剰反応度は中性子吸収確率の大きい物質に吸収させ
るだけであった。本発明は、中性子吸収確率の小さい物
質を新たに制御棒として採用し、余分に発生する中性子
１Ｕ−２３８により多く吸収させ、中性子減速能力を小
さくする。その結果、吸収される中性子のエネルギーが
高められ、Ｕ−２３８で吸収格れる相対的な確率が核分
裂性物質であるＵ−２３５に対して向上するから、プル
トニウム生成が加速される。
最近の傾向として原子カプラントの設備利用率を向上さ
せるために運転を継続する期間つまシ運転サイクル期間
は長くなっている。このため燃料に含まれる初期核分裂
性物質でろるＵ−２３５の比率が高くなってきている。
せるために運転を継続する期間つまシ運転サイクル期間
は長くなっている。このため燃料に含まれる初期核分裂
性物質でろるＵ−２３５の比率が高くなってきている。
本発明では余剰反応度の期間が長いほどＵ−２３８が中
性子を吸収してプルトニウムを生成する確率が増加する
ので、本発明の効果も大きくなる。
性子を吸収してプルトニウムを生成する確率が増加する
ので、本発明の効果も大きくなる。
第１図は本発明による原子炉の一実施例における制衡棒
の配置例を示す図、第２図は一部に減損ウランを用いる
他の実施例を示す図、第３図は本発明による相対的反応
度利得を示す図、第４図は高温水の相対的密度変化によ
る相対的反応度利得を示す図、第５図はＢＷＲ［子炉の
圧力容器と炉内構造物をすす図、第６図はＢＷ凡の燃料
集合体を示す図、第７図はＢＷＲの炉心断面図、第８図
はＢＷＲの制御棒を示す図、第９図はＰＷＲ，原子炉の
圧力容器および炉内構造物を示す図、第１０図はＰＷＨ
の燃料集合体および制個棒集合体を示す図、第１１図は
ＰＷＲの炉心断面図、第１２図はＰＷＲの燃料集合体構
造図、第１３図はＰＷＲの燃料集合体断面図および制御
棒の配置図、第１４図はＵ−２３８、Ｐ ｕ−２３９、
Ｐ ｕ−２４１゜Ｕ−２３５の核特性を示す図、第１５
図は軽水炉燃料として低濃縮二酸化ウランを用いた場合
の燃焼ＫＷＬなう同位元素重量率の変化を示す図である
。 ｌ・・・、原子炉容器、２・・・燃料集合体、３・・・
燃料ペレット、４・・・燃料被覆管、５・・・燃料棒、
６・・・チャンネルボックス、７・・・制御棒、８・・
・制御棒案内管、９・・・中性子吸収確率の大きい物質
の制御棒、ｌＯ・・・中性子吸収確率の小さい物質の制
御棒、１１・・・中性子吸収ｖＭ軍の小さい物質として
減損ウランを用いた制御棒。
の配置例を示す図、第２図は一部に減損ウランを用いる
他の実施例を示す図、第３図は本発明による相対的反応
度利得を示す図、第４図は高温水の相対的密度変化によ
る相対的反応度利得を示す図、第５図はＢＷＲ［子炉の
圧力容器と炉内構造物をすす図、第６図はＢＷ凡の燃料
集合体を示す図、第７図はＢＷＲの炉心断面図、第８図
はＢＷＲの制御棒を示す図、第９図はＰＷＲ，原子炉の
圧力容器および炉内構造物を示す図、第１０図はＰＷＨ
の燃料集合体および制個棒集合体を示す図、第１１図は
ＰＷＲの炉心断面図、第１２図はＰＷＲの燃料集合体構
造図、第１３図はＰＷＲの燃料集合体断面図および制御
棒の配置図、第１４図はＵ−２３８、Ｐ ｕ−２３９、
Ｐ ｕ−２４１゜Ｕ−２３５の核特性を示す図、第１５
図は軽水炉燃料として低濃縮二酸化ウランを用いた場合
の燃焼ＫＷＬなう同位元素重量率の変化を示す図である
。 ｌ・・・、原子炉容器、２・・・燃料集合体、３・・・
燃料ペレット、４・・・燃料被覆管、５・・・燃料棒、
６・・・チャンネルボックス、７・・・制御棒、８・・
・制御棒案内管、９・・・中性子吸収確率の大きい物質
の制御棒、ｌＯ・・・中性子吸収確率の小さい物質の制
御棒、１１・・・中性子吸収ｖＭ軍の小さい物質として
減損ウランを用いた制御棒。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、複数個配列された燃料集合体に対し、相対的に中性
子吸収確率が大きい物質を含む制御棒と、相対的に中性
子吸収確率が小さい物質を含む制御棒とを独立に駆動し
出力を制御する原子炉において、相対的に中性子吸収確
率が小さい物質として天然ウランまたは減損ウランを含
む制御棒を備え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、相対的に中性子吸
収確率が大きい物質を含む制御棒と相対的に中性子吸収
確率が小さい物質を含む制御棒とを、ほぼ同心円の位置
に交互に配列し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、ほぼ同心円毎に中
性子吸収確率が同じ物質を含む制御棒のみを配列し、次
のほぼ同心円には中性子吸収確率がそれらとは異なる制
御棒のみを配列したことを特徴とする原子炉。 ４、複数個配置された燃料集合体に対し、相対的に中性
子吸収確率が大きい物質を含む制御棒と、相対的に中性
子吸収確率が小さい物質を含む制御棒とを独立に駆動し
出力を制御する原子炉の運転方法において、原子炉の炉
心核反応度が高い間は、相対的に中性子吸収確率が小さ
い物質を含む制御棒を炉心に挿入し、相対的に中性子吸
収確率が大きい物質を含む制御棒の全数または一部を炉
心から引抜いて運転することを特徴とする原子炉の運転
方法。 ５、特許請求の範囲第４項において、原子炉の炉心核反
応度が低くなったときに、相対的に中性子吸収確率が大
きい物質を含む制御棒を全数引抜き、次に相対的に中性
子吸収確率が小さい物質を含む制御棒を全数引抜いて運
転することを特徴とする原子炉の運転方法。 ６、特許請求の範囲第５項において、運転を継続して炉
心核反応度が低下し燃料集合体を核反応度の高い燃料集
合体と交換する必要が生じたときに、炉外に取出す燃料
集合体内に挿入される相対的に中性子吸収確率が小さい
物質を含む制御棒を、制御棒駆動装置から切離し、その
燃料集合体と一緒に炉外に取出すことを特徴とする原子
炉の運転方法、 ７、特許請求の範囲第６項において、中性子吸収確率が
小さい物質を含む制御棒を切離した後に、新たに中性子
吸収確率が小さい物質として天然ウランまたは減損ウラ
ンを含む制御棒を装着することを特徴とする原子炉の運
転方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60011523A JPS61170694A (ja) | 1985-01-24 | 1985-01-24 | 原子炉およびその運転方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60011523A JPS61170694A (ja) | 1985-01-24 | 1985-01-24 | 原子炉およびその運転方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61170694A true JPS61170694A (ja) | 1986-08-01 |
Family
ID=11780331
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60011523A Pending JPS61170694A (ja) | 1985-01-24 | 1985-01-24 | 原子炉およびその運転方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61170694A (ja) |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5995498A (ja) * | 1982-10-27 | 1984-06-01 | フラマト−ム・エ・コムパニ− | 軽水により減速かつ冷却される原子炉の作動法 |
| JPS59114490A (ja) * | 1982-12-08 | 1984-07-02 | フラマト−ム・エ・コムパニ− | 原子炉炉心部の同一の燃料集合体内部において垂直移動可能な２つの制御棒のクラスタ−用の作動装置 |
| JPS59163590A (ja) * | 1983-02-25 | 1984-09-14 | フラマト−ム・エ・コムパニ− | 冷却される案内管を備えた原子炉用燃料集合体 |
-
1985
- 1985-01-24 JP JP60011523A patent/JPS61170694A/ja active Pending
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5995498A (ja) * | 1982-10-27 | 1984-06-01 | フラマト−ム・エ・コムパニ− | 軽水により減速かつ冷却される原子炉の作動法 |
| JPS59114490A (ja) * | 1982-12-08 | 1984-07-02 | フラマト−ム・エ・コムパニ− | 原子炉炉心部の同一の燃料集合体内部において垂直移動可能な２つの制御棒のクラスタ−用の作動装置 |
| JPS59163590A (ja) * | 1983-02-25 | 1984-09-14 | フラマト−ム・エ・コムパニ− | 冷却される案内管を備えた原子炉用燃料集合体 |
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