JPS62273489A - 原子炉 - 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】 ３、発明の詳細な説明 ［産業上の利用分野］ 本発明は、原子炉に係り、特に原子燃料資源の有効利用
に好適な原子炉に関する。

［従来の技術］ ウラン資源の有効利用の観点から、ウラン２３８から核
分裂物質（プルトニウム２３９）への転換を良くした原
子炉で、稠密格子構造を用いた原子炉が、ニュークリア
　チクノロシイ　（ＮｕｃｌｅａｒＴｅｃｈｎｏｌｏｇ
ｙ）　、、　５９．２１２（１９８２）におけるオルデ
コップ（○１ｄｅｋｏρ）らによるジェネラル　フィー
チュア　オブ　アドバンスト　プレッシアーランズド　
ウォーター　リアクターズ　ウィズ　インブルーブト　
フューエル　ユテイライゼーション（Ｇ　ｅｎｅｒａｌ
　　ｆｅａｔｕｒｅｓ　　ｏｆ　　ａｄｖａｎｃｅｄｐ
ｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ　　　ｕａｔ、、ｅｒ　　　ｒｅ
ａｃｔｏｒｓ　　　ｗｉｔｈ　　　ｉｍｐｒｏｖｅｄｆ
ｕｅｌ　　ｕｔｉｌｉｚａｔｉｏｎ　）と題する文献で
示されている。上記文献での原子炉は加圧木型原子炉で
の技術であり、これを沸騰水型原子炉に適用するには。

種々の技術課題を解決する必要がある。又、従来の原子
炉で使用される制御棒では、例えば特公昭５３−２２６
３２号に記載のように、制御棒の先端付近における中性
子吸収材の中性子吸収断面積の駆動方向空間分布が先端
部に向かって単調な勾配もしくは段階を漫って減するよ
う制御棒の先端部約１５ｃｍを不銹鋼とし、その下部約
３６０ｃｍをボロンカーボイドを中性子吸収材として構
造された制御棒が知ら−れている。上記の従来制御棒は
、沸騰水型原子炉において、炉心内の中性子増倍率の調
整及び炉心上下方向の出力分布の制御を目的としており
、特に、制御棒先端部での出力変化を緩和することが特
徴であった。

また、特開昭５３−７４６９７号公報に示されるように
、制御棒の中でも中性子照射量の多い上端部あるいは翼
端部に核的・機械的寿命の長い中性子吸収棒（ハフニウ
ムあるいはユーロピウム）を配置している制御棒が知ら
れている。

上記の従来制御棒では、出力変化の緩和・長寿命化に効
果はあるが、制御棒自体の構成を利用してウラン資源の
節約の点については配慮されていなかった。

［発明が解決しようとする問題点］ 原子炉の炉心で発生する中性子は、核分裂性のウラン２
３５に吸収されて、核分裂を引き起こす他に、ウラン元
素の大部分を占めるウラン２３８にも吸収される６ウラ
ン２３８は核分裂性でないために、核分裂を直接に引き
起こすことはないが中性子を吸収すると核分裂性のプル
トニウム２３９に変換される。このウラン２３８のよう
に中性子を吸収して核分裂性物質を作り出す物質は親物
質と呼ばれ、親物質により核分裂性燃料物質を作り出す
過程は、転換と呼ばれる。

そこで、転換比（ＣＲ）を次のように定義する。

転換がある場合には、原子炉運転中に燃料の原子がＮ個
消費されると、ＣＲ−Ｎ個の新しい核分裂性核種の原子
が生み出されることになる。

一般に軽水炉では、この転換比は０．６程度あるが、こ
れより幾分高い転換比０．８〜１．０の原子炉は転換炉
と呼ばれる。

転換比を高めることは、そのままでは核分裂を引き起こ
さないウラン２３８を核分裂性のプルトニウムに変える
比率が大きくなるため、ウラン資源の有効利用が図れる
と共に、燃料費の低減に有効である。

炉心内におけるプルトニウム生成量を増大させるには、
ウラン２３８の中性子吸収が比較的エネルギーの高い中
性子により引き起こされる（共鳴捕獲吸収）ことから、
炉心の中性子エネルギスペクトルを高エネルギ側にシフ
トすることにより達成可能である。このためには、中性
子減速効果の大きい水素原子と燃料であるウラン原子の
原子数比（Ｈ／Ｕ比）を小さくする必要がある。

一方、上記のように原子炉内で生成されたプルトニウム
２３９をできるだけ効率良く燃し切る必要がある。この
ためには、中性子の減速を良くした熱中性子の割合を多
くすることにより核分裂性物質への吸収率を大きくすれ
ば良い。

これは、Ｈ／Ｕ比を、転換の場合とは逆に、大きくする
ことにより実現される。

尚、以上に示した核分裂性元素への転換は、プルトニウ
ムが装荷された燃料の場合、プルトニウム２４０の中性
子吸収によるプルトニウム２４１の生成によっても起こ
るため、以下では、水素原子と燃料原子の原子数比をＨ
／ＨＭ　（燃料重金属）により表わす。

従来の原子炉では１以上に述べた転換比の向上（高転換
炉）、核分裂性物質の有効燃焼（バーナ炉）について配
慮されていない。

本発明の目的は、転換比の向上、核分裂性物質の有効燃
焼により単位エネルギを発生させるのに必要な所要ウラ
ン量を減少できる原子炉を提供することにある。

［問題点を解決するための手段］ 転換率を高める手段としてＨ／ＨＭ比を小さくする。Ｈ
／ＨＭ比を小さくする方法として、出力運転中に燃料集
合体間の水ギヤツプ部に制御棒を存在させ、炉内に挿入
されている制御棒の部分を中性子減速効果が極めて小さ
い部材で構成させることにより、達成される。

そこで、制御棒を、その上下方向で、下部を中性子吸収
部材で構成させ、かつ、その上部を中性子減速効果の小
さい部材で構成させ、その各上部及び下部の長さは、は
ぼ同一で燃料有効長程度とする。

これにより、原子炉低温時から出力上昇に伴い引抜く制
御棒の長さを燃料有効長程度とすることにより、上記の
機能が達成される。

また、制御棒全引抜時には、上記の中性子減速効果の小
さい部材からなる部分は、燃料有効部下端より下側とな
る。

［作用］ 制御棒は、原子炉の安全性を確保することが基本であり
、従って、本機能を満たし、かつ、経済性を向上させる
に有益な制御棒を含んだ原子炉を提供するのが本発明の
目的である。

制御棒を、その上下方向で下部を中性子吸収部材で構成
させ、かつ、その長さを燃料有効長程度とすることによ
り以下の機能が達せられる。すなわち、原子炉低温時に
は、制御棒は全挿入状態にあり燃料有効部に隣接する制
御棒の部分は、上記制御棒を用いることにより、前記中
性子吸収部となる。従って、原子炉低温時において、燃
料有効部と中性子吸収部の制御棒との位置関係は、現在
の原子炉の設計と同一であり、安全性に関する問題はな
い。

制御棒を、その上下方向で下部を中性子吸収部材で構成
させ、その上部を中性子減速効果の小さい部材で構成さ
せ、かつ各部の長さを燃料有効長程度にすることにより
以下の機能が達せられる。

すなわち、原子炉低温状態から出力を上昇させるに制御
棒を引き抜く際、各制御棒において燃料有効長程度引き
抜くことにより炉内に存在する制御部は、前記の中性子
減速効果の小さい部材でなる中性子非吸収部となる。こ
れにより、燃料集合体間の水ギヤツプ部での中性子を減
速させる能力を有する水の体積を減少させることができ
、かつ。

中性子吸収部材でないことから中性子増倍率を低める効
果がほとんどないことから、前記Ｈ／ＨＭ比を小さくで
き、炉内の中性子エネルギスペクトルを高エネルギ側に
シフトさせることになり、プルトニウムの蓄積の増大が
図られる。また、出力運転時に、原子炉の過渡事象ある
いは事故事象が発生した場合、スクラムにより制御棒は
全挿入され燃料有効部には、制御棒の前記中性子吸収部
が隣接することになり、現在の原子の設計と同一であり
、安全上の問題はない。

制御棒を、その全引抜状態において、前記中性子非吸収
部の上端が、燃料有効部下端より下側となることにより
、燃料集合体間の水ギヤツプ部で　゛の中性子を減速さ
せる能力を有する水の体積は最大となり、前記Ｈ／ＨＭ
比は大きくなり、炉内の中性子エネルギスペクトルは低
エネルギ側にシフトすることとなり、前記制御棒の中性
子非吸収部の存在により蓄積されたプルトニウムを燃焼
させることが可能となる。これにより、プルトニウムの
燃焼により得られるエネルギ分のウランが節約可能とな
る。

［実施例］ 以下、本発明の一実施例である原子炉を第１図。

第２図、第３図、第４図により説明する。第１図は本実
施例の原子炉で使用する制御棒の斜視図を、第２図は本
実施例の原子炉の原子炉内構造図を、第３図及び第４図
は本実施例における制御棒と燃料集合体との位置関係を
示す断面図を示す。

実施例に用いられる制御棒ｌは、第１図に示す構成であ
る。すなわち、制御棒１は、横断面が十字型をしており
、軸心から四方に伸びる４つのブレードを有している。

制御棒１の上部領域のフォロア部２は、ジルカロイ板で
あり、その上下方向の長さは、制御棒１が挿入される原
子炉に装荷される燃料の燃料有効長と同一である。

また、制御棒１の下部領域のアブソーバ部３は。

吸収核連鎖型中性子吸収材であるハフニウム金属棒をジ
ルカロイ製のシーケンスにより保持され、その長さは、
上記フォロア部２の長さと同一である。

第２図に、制御棒の原子炉内での配置関係を示す。

第２図における原子炉内構造配置図において。

制御棒１は、現行沸騰水型原子炉と同様に炉心下部より
挿入する構造としている。また、チャンネルボックス４
は、正方形式とし、チャンネルボックス内に装荷される
燃料５の燃料部の有効長さは、チャンネルボックスの長
さの半分の長さとし、燃料部をチャンネルボックス内の
下部に取り付ける。

気水分離器６及び蒸気乾燥器７は、現行沸騰水型原子炉
通り炉心上部に取り付ける。

第３図及び第４図により制御棒と燃料の水平面上での配
置関係を説明する。第３図は、炉心全体の断面図であり
、第４図は、その一部を拡大した断面ばを示す。同図に
おいて、燃料５は、断面が正方形のチャンネルボックス
４内に稠密に装荷されている。制御棒の炉心内の配置は
、同図に示す通り、チャンネルの四方をカバーできるに
一ラティスとし、制御棒ピッチは現行沸騰水型原子炉と
同様に１２″とし、さらに、制御棒の配置されていない
場所に検出器８を配置し炉心監視を行なわせる。

第５図に、本実施例の原子炉の運転法を示す。

本実施例の原子炉は、燃料棒間を現行燃料よりも狭め、
前述のＨ／ＨＭ比を少さくした稠密燃料５と組み合せる
ことにより効果が発揮させる。

第５図（Ａ）は、アブソーバ部３を炉心に全挿入した原
子炉停止時の状態である。

各燃料サイクルの前半である高転換運転時においては、
第５図（Ｂ）のように制御棒１のフォロア部２を燃料有
効長部分に隣接させることにより。

チャンネルボックス外の水を排除する。このため。

炉心内の中性子減速効果が減少し、中性子スペクトルが
硬化するために、ウラン２３８より、核分裂性のプルト
ニウムの生成量が促進させる。逆に燃料サイクル後半で
あるバーナー運転時には、第５図（Ｃ）のようにフォロ
ア部２を引抜きチャンネルボックス外を水に置き換える
。これにより、炉心内の中性子減速効果が増大し、中性
子スペクトルが軟化することにより蓄積された核分裂性
プルトニウムの効率良い燃焼が促進される。上記運転を
各サイクルごとに行うことにより、ウラン同位体の大部
分を占めるウラン２３８の有効利用が可能となる。

また、制御棒下部のアブソーバ部は、原子炉の停止のた
めに利用する。即ち、制御棒を全挿入することにより、
原子炉を安全に停止できる。

以上に示した本発明原子炉で使用される制御棒を燃料の
占める割合が稠密な燃料と組み合わせて利用することに
より、ウラン資源の有効利用の可能な炉心が実現できる
。

［発明の効果］ 本発明によれば、前記Ｈ／　ＨＭ比を小さくでき転換比
が向上するので、ウラン資源有効活用の効果がある。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の実施例の原子炉で使用される制御棒構
造図、第２図は本発明の一実施例の原子炉の炉内構造図
、第３図は第２図の原子炉の炉心断面図、第４図は第３
図の一部の拡大図、第５図は第２図の原子炉の運転法の
説明図である。 ■・・・制御棒、２・・・フォロア部、３・・・アブソ
ーバ部、４・・・チャンネルボックス、５・・・燃料、
６・・・気水分離器、７・・・蒸気乾燥器、８・・・検
出器　　　　〆、ハ（・□、　１ 代理人　弁理士　小川勝男ゝコー、ｌ−、、、ｊ第１０ 第Ｓ図

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、中性子吸収材を含む中性子吸収部と中性子減速効果
   が小さい部材からなる中性子非吸収部と、当該中性子吸
   収部と中性子非吸収部を保持する構造物とより一体化し
   て構成される制御棒を設けたことを特徴とする原子炉。 ２、中性子非吸収部が中性子吸収部の上部に位置する制
   御棒を設けた特許請求の範囲第１項記載の原子炉。 ３、前記制御棒の中性子非吸収部の上下方向の長さが、
   中性子吸収部の上下方向の長さの５／６より大きい特許
   請求の範囲第１項または第２項記載の原子炉。 ４、前記制御棒の中性子吸収部と中性子非吸収部の長さ
   が共に、燃料有効長の５／６より長い特許請求の範囲第
   １項または第２項記載の原子炉。 ５、前記制御棒が正方形状燃料集合体を装荷してなる炉
   心下部より挿入する十字型制御棒である特許請求の範囲
   第１項または第３項または第４項記載の原子炉。 ６、前記燃料集合体の配列ピッチと前記制御棒の配列ピ
   ッチが等しく、かつ、即ち、正方形状燃料集合体の４面
   が十字型の制御棒と隣接する特許請求の範囲第５項記載
   の原子炉。 ７、中性子検出器を、前記制御棒が設置されていない燃
   料集合体のコーナー部の漏洩領域に配置した特許請求の
   範囲第６項記載の原子炉。 ８、複数の燃料棒の核分裂性物質の充填域の長さが、前
   記複数の燃料棒の束を取囲むチャンネルボックスの軸方
   向長さの１／３〜２／３に構成されてなる燃料集合体を
   有する特許請求の範囲第１項または第２項または第３項
   または第４環または第５項または第６項または第７項記
   載の原子炉。 ９、核分裂性物質含有部が燃料集合体下方部に位置して
   いる特許請求の範囲第８項記載の原子炉。 １０、燃料集合体内の燃料棒の長さが前記のチャンネル
   ボックスの長さの１／３〜２／３である燃料集合体を設
   けた特許請求の範囲第９項記載の原子炉。