JPS61787A - 加圧水型軽水原子炉の燃料集合体 - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】 ［産業上の利用可能性］ 本発明は、可燃性中性子毒物（ｂｕｒｎａｂｌｅ　ｐｏ
ｉｓｏｎ）を含有するものを含めた燃料要素の束を含み
、規則的な形状の格子体のノード（格子交点ないしは節
点）のいくつかを占める案内管によって連結された端ピ
ース（＠ｎｄ　ｐｉｅｃｅｓ）を有する骨格によって、
前記燃料要素が前記ノードのところの所定位置に保持さ
れるようにした、原子炉の燃料集合体に関する。

この形式の燃料集合体は、原子炉中に配される最初の核
分裂性物質の装架を形成するために、従来から用いられ
ている。大きな中性子捕獲有効断面積を有し高吸収性同
位体を生成させない物質から成る消耗性の中性子毒物の
役割は、蛯分裂過程の開始時において、炉心部の初期の
反応度を低下させることにある。中性子毒物の存在によ
って、一層多量の核分裂性物質の装架を用いることがで
きるので、炉心部の最初の稼動サイクルの持続時間が長
くなる（この最初の稼動サイクルの終了時には、燃料集
合体の一部を新しい燃料集合体によって取替え、残りの
燃料集合体の配列を変えることが必要になる）、その目
的は、また、中性子毒物含有集合体を炉心部内に適切に
分布させることによって、炉心部全体の出力分布を均等
にすることにある。使用される中性子毒物としては、ホ
ウ素、サマリウム、ユーロピウム、特にガドリニウムが
あり、これらは屡々酸化物のような化合物として用いら
れる。消耗性毒物を含有するこれらの燃料要素は、従来
は一般的に、燃料集合体内において示す反応度抑制を同
質化ないしは均等化するように配列される。そのため、
中性子毒物含有撚料要素は、燃料集合体の縁部から隔て
て、また屡々案内管に近接して配置される。

これらの案内管は、成る制御棒に所属する可動の中性子
吸収物質のクラスター（ｃｌｕｓｔｅｒ）を受けいれる
ように、多くの場合に配列される。

個別に見た燃料集合体の反応度抑制を均等化ないしは同
質化するように、中性子毒物を分布させた燃料集合体を
、原子炉の最初の装架のみについて使用することから成
る、この方法の欠点は、本発明以前には、全く認識され
ていなかったように思われる。

第１の不具合は、この分布によって、炉心部に生ずる中
性子出力の径方向分布のアンバランスが生ずることであ
る。第２の不具合は、第２サイクル以後に中性子毒物の
使用を放棄することである。よく知られているように、
第１サイクルの後に、炉心部の中心域を形成する燃料集
合体（内型的には、全部の燃料集合体のｙ４）が除去さ
れ、炉心部の中間域及び外周域をそれぞれ形成する燃料
集合体はそれぞれ中心域及び中間域に移され、空になっ
た外周域には新しい燃料集合体が装架される。明らかな
ように、新しい炉心部の全体的な反応度のバランスは、
完全に新しい炉心部のそれよりも相当に低いため、消耗
性中性子毒物の添加は不要になる６ 他方では、炉心部の局のみが交換されたことによって新
しい炉心部の反応度がこのように低くなると、サイクル
が短くなり、原子炉の稼動に好ましくない影響を生じ、
再処理するべき燃料の量と核分裂性物質の燃焼との見地
から見た最適稼動サイクルから稼動サイクルが離れるこ
とになる。

各々の再装架に当り、燃料要素の濃縮を高くしたり、新
しい燃料集合体の数を多くしたりして、第１回のサイク
ル以後のサイクル持続時間を長くすることも考えられて
いる。しかしその場合には、冷却材のホウ素含量を対応
して高くすることによって、最初の過剰な反応度を補償
する必要を生じ、これには、（稼動中の減速材の負の温
度係数値を減少させることによる）安全性の低下と。

処理するべき流出物の容積の増大という、二重の不具合
を生ずる。

［発明が解決しようとする問題点］ 本発明の目的は、特に新しい燃料集合体と１サイクルを
終了した燃料集合体とが互いに隣接している場合の出力
分布の改善によって、燃料の一部の交換に起因した炉心
部の全体的な反応度のアンバランスを減少させることに
ある。この目的のために、全部の中性子毒物含有撚料要
素を原子炉の炉心部中の隣接した燃料集合体の反応度に
影響するように配列して成る、明細書本文の冒頭に述べ
た形式の原子炉の燃料集合体が提供される。

従来の要素サイクル時間と同じ持続時間を保つことが定
められるならば、前記集合体の採用によって、燃料集合
体の核分裂物質のより完全な燃焼度が得られる。その場
合、１サイクルを経通じた集合体と本発明に従う新しい
集合体とで炉心部の中心域を形成するだけでよい。本発
明による可燃性毒物含有燃料要素は、それを含有する集
合体だけでなく、可燃性毒物を含有しない隣接した集合
体にも影響するので、出力の過大なアンバランスが避け
られる。

しかし、好ましい方法は、要素サイクル時間を長くする
ことであり、それによって発電所の操業停止の頻度と人
員が受ける放射線量とを少なくできる。

長サイクルの使用に予定された燃料集合体の燃料物質は
、従来用いられた集合体よりも核分裂性同位体の濃縮度
が高くなり、また毒比率（ｐｏｉｓｏｎ　ｒａｔｅ）も
高くなる。

酸化物ｃｄ２ｏ３形のガドリニウムは、可燃性中性子毒
物として通常用いられる。酸化ガドリニウムは、二酸化
ウラン粉末と共にセラミックを形成し、このセラミック
は、冷混合及び焼結によって形成され、それを含有する
燃料の再処理上の困難を増大させない。

他方では、従来から使用された燃料集合体において、ガ
ドリニウムの吸収度が非常に高く、反応度抑制の変化が
非常にすみやかであるため、炉心部内の出力分布の急速
で実質的な変化がひき起こされ、局所的な出力ピークが
発生し、全体的な抽ｔｉｊ可能な出力が制限されると考
えられていた。本発明によれば、この不具合は、毒物含
有燃料要素を含む燃料集合体だけでなく、隣接燃料集合
体にも、毒物含有燃料要素の反応度抑制が影響すること
によって克服される。

核燃料ペレットに可燃性の中性子毒物を混入することか
ら成る解決策は、特に有用であるが、これはその他の場
合を排除するものではない。燃料要素に被覆又は機械的
に連結されたスリーブとして毒物を組込むことができる
（フランス特許第　２５２０９１８号）。

好ましい解決策は、案内管が占めている格子体のノード
から最も隔てられたノードに、毒物含有燃料要素を配置
することである　（案内管は、制御棒が引抜かれた時に
水通路を形成し、その場合に強く冷却される通路を形成
し、毒物からのγ線の吸収によっても核分裂によっても
エネルギーは発生しない）。屡々使用され、ノード数の
多い燃料集合体（典型的には、１７Ｘ　１７ノードの正
方形の格子体を有するもの）の場合には、各々の毒物含
有要素の軸線が格子体の２ピツチ（要素格子間隔）以上
者々の水流形成案内管から隔てられるように、毒物含有
要素を配置することができる。最も有利な解決策は、毒
物含有要素を格子体の外周に配置し、外周上のノードか
ら少なくとも２要素ノード間間隔離れたノードに案内管
を配置することであることが多い。

次に図面に示した本発明の好ましい実施例を参照して説
明する。

［実施例］ 第１ａ、ｌｂ、ｌｃ、２図を参照して、大体従来型の構
造の燃料集合体は、２つの端ピース（ｅｎｄｐｉｅｃｅ
）　（図示しない）を含み、これらの端ピースは、案内
管ｌＯによって一緒に結合され、これらの案内管は、中
性子吸収棒又は不活性棒を収容していない時に水通路を
形成する。案内管は、原子炉の１つの制御棒に所属する
中性子吸収棒のクラスターが全体として案内管に沿って
移動するように配置することができる。案内管ｌＯは、
規則的な格子（図示した例では正方形の網目パターンの
メートに配置され、中性子吸収の一様な分布を確保する
ように格子中に配置されている。この格子は、−緒に組
付けた条片から形成されたグリッド　（第１８〜２図に
その１つを示す）によって形成される。案内管ＩＯ及び
端ピースと共に構造的な骨格を形成するこれらのグリッ
ド１１は、燃料要素を受けいれる通路１４を形成してい
る。中性子毒物も含有する燃料要素１２を受けいれる通
路は、第１ａ。

ｌｂ、ｌｃ、２図に斜線（ハツチング）により示されて
いる。

第１ａ、ｌｂ、ｌｃ図に、２４本の案内管１ｏ及び１７
Ｘ　１７配列の通路を備えた燃料集合体に普通に使用さ
れる、中性子毒物を含有した要素の配置方法を３つ示す
。中性子毒物含有撚料要素１２は、案内管１０に隣接し
た通路中に配置されていることにより、中性子出力が径
方向にアンバランスになる。

しかし、第２図に示した本発明の一実施例による燃料集
合体においては、中性子毒物含有撚料要素１２は、 一出力が最大となる、中心部の燃料要素により占有され
た領域によって一般に形成される燃料集合体の最高温度
域からも、 〜イラグも制御棒に所属する中性子吸収要素も収容して
いない時の案内管１０によって規定される水流からも、
可能な限り隔てられるように、周辺通路に、即ち格子の
周辺部のノード（ｎｏｄｅ）に配設される。

図かられかるように、各々の中性子毒物含有撚料要素１
２の軸線は、最も近い案内管１９の軸線から少なくとも
２要素ノード間隔分隔てられている。

そのため、案内管１０と中性子毒物含有撚料要素１２と
の両方のすぐ近くにある、核燃料のみを含有する　（即
ち中性子毒物を含有しない）要素の数は著しく減少する
。隣接した集合体（第２図にそうした集合体の１つを部
分的に１点鎖線によって示す）が中性子毒物を含有しな
い場合には、この中性子毒物含有撚料要素１２の位置は
、隣接した燃料集合体間の反応度抑制の分布の最適形態
に対応している。

隣接する燃料集合体の全部が中性子毒物含有撚料要素を
含有するようにした炉心において前記燃料集合体を使用
する場合には、互いに隣接した２つの燃料要素１２の反
応度抑制の累積効果を直接に隣接した燃料要素の出力の
増大（燃料要素！２からのγ線のこれら燃料要素による
吸収に基づく増大）が、中性子毒物非含有撚料要素の設
定限界を超過しないように１選定する。

本発明の実施によるすぐれた効果を第３図に示す。中性
子毒物含有撚料要素１２が第２図に示すように燃料集合
体の外周域に配されている場合には、径方向出力ピーク
（最も核燃料を多く含む燃料要素によって供給される出
力と、燃料集合体中の１燃料要素当り平均出力との比）
は、燃料集合体の全寿命を通じて実質的に一定である。

他方では、第１ａ、ｌｂ、ｌｃ図に示した燃料集合体の
場合には、この出力ピークの値は大幅に変動する。即ち
、ピークの値は、燃料集合体の寿命の初期には低く、中
性子毒が燃焼すると、第２図の燃料集合体の場合に見ら
れる値よりも相当に大きくなる。

かくして、可燃性毒物を漸進的に除去することと、それ
による吸収を局所的に減少させることとは、寿命の終期
において径方向出力のピークの過度な増大による原子炉
の炉心への有害な影響を与えず、全サイクルにわたって
特に大きな過渡現象をひき起こさない。

第３図に示した例は、その燃料要素がウラン２３５含量
３．２５％の二酸化ウランペレットを含み、燃料要素１
２は、Ｕ２３５の濃縮度が低く　Ｇｄ２Ｏ３の含量は８
重量％であるような、燃料集合体に対応している。これ
らの比率は不可欠ではなく、Ｇｄ２Ｏ３含量は約１５％
まで変更してもよい。

燃料集合体の全反応度に対する中性子毒物含有撚料要素
の存在の効果を第４図に示す。第２図に示したガドリニ
ウム含有燃料要素１６本を含む燃料集合体の反応度は、
サイクルの初期相の間はほとんど変化しない　（曲線Ｂ
）。次に反応度は、中性子毒物含有撚料要素のない燃料
集合体の反応度。

（曲線Ａ）に接近する。

中性子含有燃料集合体が隣接した燃料集合体に影響する
という事実は、いろいろに利用することができる。

本発明の構成に従って中性子毒物を含有した新しい燃料
集合体を、炉心の中心域に配置した燃料集合体の間に挿
入して中心域の燃料集合体の燃焼度を高くすることによ
り、通常のサイクル時間即ち寿命期間（約、１年）を保
つことができる。実際に、成る燃料集合体の中性子毒物
含有撚料要素の効果が隣接する燃料集合体に及ぶため、
燃料集合体をこのように交替させることによって、大き
なアンバランスは生じない。

本発明は、燃料集合体中において同位体濃縮率をより高
い値とすることにより、延長された燃焼サイクルと共に
有利に使用され、このように新しい燃料集合体によって
生じた余分な反応度は、中性子毒物の存在によって補償
される。

【図面の簡単な説明】

第１ａ、ｌｂ、ｌｃ図は、従来の技術による３つの燃料
集合体の半分において案内管及び中性子毒物含有撚料要
素を示すための、冷却材の流れの方向と直角の平面に沿
った略断面図、第２図は、本発明の一実施例による燃料
集合体中の案内管及び中性子毒物含有要素の分布状態を
示す、第１ａ、ｌｂ、ｌｃ図と同様の略断面図、第３図
は、各々の燃料集合体が炉心中の代表的な位置を占めた
状態において、径方向出力ピーク（燃料集合体中の最も
高温の燃料要素によって供給される出力と燃料集合体中
の１燃料要素当り平均出力との比）の値と１燃料集合体
当りＭＷｄによって表わした燃料の燃焼度との関係を、
第２図の燃料集合体（曲線２）及び第１ａ、ｌｂ、ｌｃ
図の燃料集合体（曲線１ａ、ｌｂ、ｌｃ）について示す
線図、第４図は、ｌ燃料集合体当りにＷｄで表わした燃
料の燃焼度の関数としての、可燃性毒物を含まない燃料
集合体の反応度の変化（曲線Ａ）及び可燃性毒物を含む
燃料集合体の反応度の変化（曲線Ｂ）を示す線図である
。 符号の説明 ｌＯ・・・・・・・・・案内管、 １１・・・・・・・・・グリッド、 １２・・・・・・・・・中性子毒物含有撚料要素、１４
・・・・・・・・・燃料要素を受は入れる通路。 口面め浄書（内容に変更なし） ＦＩＧ、１ａ。 ＦＩＧ　ｌｂ 手続補正書（方式） 昭和６０年　７月２２　Ｅｌ

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、可燃性中性子毒物を含有するものを含む燃料要素の
   束と、これらの燃料要素を規則的な形状の格子体のノー
   ド（ｎｏｄｅ）に保持するための構造物とを有し、該構
   造物は、該格子体の該ノード（ｎｏｄｅ）のいくつかを
   占有する案内管によって一緒に連結された端ピースを含
   み、該可燃性中性子毒物を含有する全部の燃料要素は、
   原子炉の炉心部に配置された時に、隣接する燃料集合体
   の反応度に影響するように配置された原子炉の燃料集合
   体。 ２、中性子毒物含有撚料要素が前記案内管から最も隔た
   った格子体のノード（ｎｏｄｅ）に配置された特許請求
   の範囲第１項記載の原子炉の燃料集合体。 ３、各々の中性子毒物含有撚料要素の軸線が、水流を形
   成する最も近い案内管の軸線から１要素格子間隔よりも
   大きな間隔によって隔てられた特許請求の範囲第１項記
   載の原子炉の燃料集合体。 ４、全部の中性子毒物含有撚料要素が格子体の外周に位
   置するノード（ｎｏｄｅ）に配置され、前記案内管は、
   該格子体の外周にあるノード（ｎｏｄｅ）から少なくと
   も格子体の２要素格子間隔によって隔てられたノード（
   ｎｏｄｅ）に配置された特許請求の範囲第１項記載の原
   子炉の燃料集合体。 ５、可燃性中性子毒物がガドリニウムである特許請求の
   範囲第１項記載の原子炉の燃料集合体。 ６、中性子毒物含有撚料要素が１５％までのＧｄ＿２Ｏ
   ＿３を含有する二酸化ウランペレットである特許請求の
   範囲第５項記載の原子炉の燃料集合体。 ７、Ｇｄ＿２Ｏ＿３含量が約８重量％である特許請求の
   範囲第６項記載の原子炉の燃料集合体。 ８、１７×１７燃料要素の燃料要素束を含み、これらの
   燃料要素は、正方形配列のノード（ｎｏｄｅ）のうち複
   数のノード（ｎｏｄｅ）に配置された可動の中性子吸収
   棒のための案内管を含む支持構造物によって、該ノード
   （ｎｏｄｅ）のところに、互いに平行に保持され、全部
   の該案内管は、少なくとも１つの中間ノード（ｎｏｄｅ
   ）によって、該配列の周辺列から隔てられ、該燃料要素
   のうち複数のものは、可燃性毒物を含有し、全て外周列
   に配置され、少なくとも２つの毒物非含有撚料要素によ
   って互いに隔てられている、冷却材及び減速材として軽
   水を使用する原子炉の燃料集合体。 ９、複数の直立位置にある互いに隣接した燃料集合体に
   より形成された炉心部を有する原子炉の稼動方法におい
   て、原子炉の炉心部全体に、新しい可燃性中性子毒物含
   有燃料集合体を最初に装荷し、第１サイクルの終了時に
   燃料集合体の一部を原子路の中心部から取除き、外周部
   にある燃料集合体を中心部に移動し、特許請求の範囲第
   １項記載の未使用の燃料集合体を炉心部の外周部に配置
   することから成る原子炉の稼動方法。 １０、特許請求の範囲第１項記載の未使用の燃料集合体
   を、炉心部の中心部分に移動させた燃料集合体の間にも
   配置する特許請求の範囲第９項記載の原子炉の稼動方法
   。