JPS6244632B2 - - Google Patents
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- JPS6244632B2 JPS6244632B2 JP54077173A JP7717379A JPS6244632B2 JP S6244632 B2 JPS6244632 B2 JP S6244632B2 JP 54077173 A JP54077173 A JP 54077173A JP 7717379 A JP7717379 A JP 7717379A JP S6244632 B2 JPS6244632 B2 JP S6244632B2
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- fuel cell
- nuclear reactor
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/02—Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect
- G21C7/04—Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect of burnable poisons
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
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- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Fuel Cell (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、原子炉の炉心構造、特に、沸騰水型
原子炉の炉心構造に関するものである。
原子炉の炉心構造に関するものである。
沸騰水型原子炉は、一般に、各々隣接配置され
た４体の燃料集合体とこれらの燃料集合体に取り
囲まれる位置に挿入可能な制御棒とを含む多数の
燃料セルで構成されている。このような従来の沸
騰水型原子炉においては、運転サイクル期間の間
に、核燃料の燃焼により核分裂性物質の量および
その分布が変り、これに伴つて、炉心の余剰反応
度の変化および出力分布の変化を含む炉心の反応
度変化が生じる。このような出力運転中の反応度
変化を制御するには、燃料セルの隣接燃料集合体
間に位置する複数本の制御棒を利用し、その位置
または挿入本数または両者を変化させて制御棒パ
ターンを変化させたり、または制御棒挿入深さを
変化させたり、または制御棒パターンと挿入深さ
とを変化させている。このため、例えば、１年間
の運転サイクル期間の間に数回制御棒を操作し
て、制御棒パターンまたは制御棒挿入深さまたは
両者を変更する必要がある。しかし、従来の炉心
では、燃料健全性の見地から、制御棒に隣接した
燃料の出力レベルを一定値以下にした上で、制御
棒を操作することが望ましいものとされており、
そのため、制御棒パターンおよび制御棒挿入深さ
の変更に際し、炉心出力を一且低下させて制御棒
を操作し、その後、元の出力レベルに復帰させる
という運転手順をとつている。このような運転手
順をとつているため、従来の沸騰水型原子炉にお
いては、運転手段が煩雑で、かつプラント利用率
の低下をきたすという難点があつた。
た４体の燃料集合体とこれらの燃料集合体に取り
囲まれる位置に挿入可能な制御棒とを含む多数の
燃料セルで構成されている。このような従来の沸
騰水型原子炉においては、運転サイクル期間の間
に、核燃料の燃焼により核分裂性物質の量および
その分布が変り、これに伴つて、炉心の余剰反応
度の変化および出力分布の変化を含む炉心の反応
度変化が生じる。このような出力運転中の反応度
変化を制御するには、燃料セルの隣接燃料集合体
間に位置する複数本の制御棒を利用し、その位置
または挿入本数または両者を変化させて制御棒パ
ターンを変化させたり、または制御棒挿入深さを
変化させたり、または制御棒パターンと挿入深さ
とを変化させている。このため、例えば、１年間
の運転サイクル期間の間に数回制御棒を操作し
て、制御棒パターンまたは制御棒挿入深さまたは
両者を変更する必要がある。しかし、従来の炉心
では、燃料健全性の見地から、制御棒に隣接した
燃料の出力レベルを一定値以下にした上で、制御
棒を操作することが望ましいものとされており、
そのため、制御棒パターンおよび制御棒挿入深さ
の変更に際し、炉心出力を一且低下させて制御棒
を操作し、その後、元の出力レベルに復帰させる
という運転手順をとつている。このような運転手
順をとつているため、従来の沸騰水型原子炉にお
いては、運転手段が煩雑で、かつプラント利用率
の低下をきたすという難点があつた。
また、従来の沸騰水型原子炉においては、前述
した出力運転中生じる炉心の反応度変化のため、
制御棒が全引き抜きの状態となる運転サイクルの
末期において半径方向出力分布が平担とならず、
炉心中央領域の出力が高くなる傾向を示し、従つ
て運転サイクル終了後の燃料交換時に燃料集合体
のシヤツフリングを必要としいた。このことも運
転の煩雑化およびプラントの利用率の低下の一因
となつていた。
した出力運転中生じる炉心の反応度変化のため、
制御棒が全引き抜きの状態となる運転サイクルの
末期において半径方向出力分布が平担とならず、
炉心中央領域の出力が高くなる傾向を示し、従つ
て運転サイクル終了後の燃料交換時に燃料集合体
のシヤツフリングを必要としいた。このことも運
転の煩雑化およびプラントの利用率の低下の一因
となつていた。
本発明の目的は、このような従来の原子炉の難
点を除去し、原子炉の運転手順の簡素化とプラン
ト利用率の向上が可能な原子炉の炉心構造を提供
することにある。
点を除去し、原子炉の運転手順の簡素化とプラン
ト利用率の向上が可能な原子炉の炉心構造を提供
することにある。
本発明の特徴は、各々隣接配置された４体の燃
料集合体より構成される多数の燃料セルが、４体
の燃料集合体のうち１体が可燃性毒物を含有する
燃料集合体である第１の燃料セルと、燃料セルの
平均無限増倍率が第１の燃料セルの平均無限増倍
率よりも小さい第２の燃料セルとを含み、炉心中
央領域は第１及び第２の燃料セルの両方を有し、
炉心中央領域の外側を取囲む炉心周辺領域は第１
の燃料セルを有して第２の燃料セルを含まず、炉
心中央領域に配置された第２の燃料セルが制御棒
を含んでいることにある。
料集合体より構成される多数の燃料セルが、４体
の燃料集合体のうち１体が可燃性毒物を含有する
燃料集合体である第１の燃料セルと、燃料セルの
平均無限増倍率が第１の燃料セルの平均無限増倍
率よりも小さい第２の燃料セルとを含み、炉心中
央領域は第１及び第２の燃料セルの両方を有し、
炉心中央領域の外側を取囲む炉心周辺領域は第１
の燃料セルを有して第２の燃料セルを含まず、炉
心中央領域に配置された第２の燃料セルが制御棒
を含んでいることにある。
本発明の原子炉の炉心構造においては、４体の
うち１体は可燃性毒物、好ましくはガドリニアを
含有する燃料集合体を含む第１の燃料セルが、炉
心中心から炉心半径の約２分１までの範囲の炉心
中央領域の一部を除いて炉心のほぼ全域に配置さ
れており、このため、新燃料時の可燃性毒物の濃
度を適当に選定することにより、出力運転中の燃
料の燃焼に伴う炉心の余剰反応度の変化および出
力分布の変化を含む炉心反応度の変化量が比較的
小さくなり、従つて出力運転中炉心の反応度変化
を制御するために操作する制御棒の数は比較的少
なくてすむ。さらに、本発明の炉心構造において
は、燃料セル平均の無限増倍率が比較的小さい第
２の燃料セルを炉心中央領域の一部に配置し、こ
の第２の燃料セルが上述の数の少ない制御棒が操
作される制御セルを含む。従つて、第２の燃料セ
ルの無限増倍率で規定される制御セルの燃料出力
レベルは、第１の燃料セルの無限増倍率で規定さ
れる炉心平均の出力レベルよりも低い燃料健全性
の面から要求されている出力レベル以下の値に設
定することができ、出力運転中炉心の反応度変化
を制御するため制御棒を操作するに際し、炉心出
力を一時的に低減する必要をなくすことができ
る。
うち１体は可燃性毒物、好ましくはガドリニアを
含有する燃料集合体を含む第１の燃料セルが、炉
心中心から炉心半径の約２分１までの範囲の炉心
中央領域の一部を除いて炉心のほぼ全域に配置さ
れており、このため、新燃料時の可燃性毒物の濃
度を適当に選定することにより、出力運転中の燃
料の燃焼に伴う炉心の余剰反応度の変化および出
力分布の変化を含む炉心反応度の変化量が比較的
小さくなり、従つて出力運転中炉心の反応度変化
を制御するために操作する制御棒の数は比較的少
なくてすむ。さらに、本発明の炉心構造において
は、燃料セル平均の無限増倍率が比較的小さい第
２の燃料セルを炉心中央領域の一部に配置し、こ
の第２の燃料セルが上述の数の少ない制御棒が操
作される制御セルを含む。従つて、第２の燃料セ
ルの無限増倍率で規定される制御セルの燃料出力
レベルは、第１の燃料セルの無限増倍率で規定さ
れる炉心平均の出力レベルよりも低い燃料健全性
の面から要求されている出力レベル以下の値に設
定することができ、出力運転中炉心の反応度変化
を制御するため制御棒を操作するに際し、炉心出
力を一時的に低減する必要をなくすことができ
る。
また、本発明の原子炉の炉心構造においては、
上述したように、燃料セル平均の無限増倍率が比
較的小さい第２の燃料セルを炉心中央領域に配置
した構成が、制御棒がほとんど引抜かれた運転サ
イクル末期において炉心の半径方向出力分布をほ
ぼ平坦にすることに貢献し、従つて燃料交換時に
おける燃料集合体のシヤツフリングをほぼ不要と
することができる。
上述したように、燃料セル平均の無限増倍率が比
較的小さい第２の燃料セルを炉心中央領域に配置
した構成が、制御棒がほとんど引抜かれた運転サ
イクル末期において炉心の半径方向出力分布をほ
ぼ平坦にすることに貢献し、従つて燃料交換時に
おける燃料集合体のシヤツフリングをほぼ不要と
することができる。
以上の記載より明らかなように、無限増倍率の
小さい第２の燃料セルは、半径方向出力分布の調
整と、反応度変化の制御のための制御棒操作領域
としての２つの役割りを持つている。なおこのよ
うな役割りを持つ第２の燃料セルは、低濃縮度の
燃料の他、燃焼度が相対的に高い燃料を用いるこ
とによつても得ることができる。
小さい第２の燃料セルは、半径方向出力分布の調
整と、反応度変化の制御のための制御棒操作領域
としての２つの役割りを持つている。なおこのよ
うな役割りを持つ第２の燃料セルは、低濃縮度の
燃料の他、燃焼度が相対的に高い燃料を用いるこ
とによつても得ることができる。
以下、実施例について説明する。
第１図は、本発明の一実施例である原子炉の炉
心構造の概略断面図で、熱出力3300MWの沸騰水
型原子炉の炉心全体を符号１で示してある。炉心
１は、各々隣接配置された４体の燃料集合体とこ
れら燃料集合体に取り囲まれる位置に挿入可能な
制御棒とを含む多数の燃料セル２で構成されてい
る。
心構造の概略断面図で、熱出力3300MWの沸騰水
型原子炉の炉心全体を符号１で示してある。炉心
１は、各々隣接配置された４体の燃料集合体とこ
れら燃料集合体に取り囲まれる位置に挿入可能な
制御棒とを含む多数の燃料セル２で構成されてい
る。
燃料セル２は、燃料セル平均の無限増倍率が比
較的高く、かつ４本のうち１体は可燃性毒物、好
ましくはガドリニア、を含有する燃料集合体であ
る第１の燃料セル３と、燃料セル平均の無限増倍
率が比較的低くかつ可燃性毒物を含有する燃料集
合体は含まない第２の燃料セル４と、を含む。第
１図において、第１の燃料セル３は細線で４等分
された無印の破線のボツクスで表示され、第２の
燃料セル４は、細線で４等分されその中にＣが書
き込んである太線のボツクスで表示されている。
従つて、第２の燃料セル４は、炉心中心から炉心
半径の約２分の１までの範囲の炉心中央領域のみ
に配置され、中央領域の外側の炉心周辺領域には
配置されていないことを示している。すなわち、
炉心中心から炉心半径の約２分の１までの範囲の
炉心中央領域は第１および第２の燃料セル３，４
の両方で構成され、中央領域の外側の炉心周辺領
域の大部分は第１の燃料セル３のみで構成され、
第２の燃料セル４を含まない。
較的高く、かつ４本のうち１体は可燃性毒物、好
ましくはガドリニア、を含有する燃料集合体であ
る第１の燃料セル３と、燃料セル平均の無限増倍
率が比較的低くかつ可燃性毒物を含有する燃料集
合体は含まない第２の燃料セル４と、を含む。第
１図において、第１の燃料セル３は細線で４等分
された無印の破線のボツクスで表示され、第２の
燃料セル４は、細線で４等分されその中にＣが書
き込んである太線のボツクスで表示されている。
従つて、第２の燃料セル４は、炉心中心から炉心
半径の約２分の１までの範囲の炉心中央領域のみ
に配置され、中央領域の外側の炉心周辺領域には
配置されていないことを示している。すなわち、
炉心中心から炉心半径の約２分の１までの範囲の
炉心中央領域は第１および第２の燃料セル３，４
の両方で構成され、中央領域の外側の炉心周辺領
域の大部分は第１の燃料セル３のみで構成され、
第２の燃料セル４を含まない。
燃料セル２は、さらに炉心周辺領域の最外側部
分に配置された第３の燃料セル５を含む。第３の
燃料セル５は、燃料セル平均の無限増倍率が第１
の燃料セル３のそれとほぼ同じであるが、可燃性
毒物の仕様の点で異なる。すなわち、後述する理
由で、第３の燃料セル５における新燃料としての
燃料集合体の可燃性毒物の濃度は第１の燃料セル
３におけるそれよりも低くされている。
分に配置された第３の燃料セル５を含む。第３の
燃料セル５は、燃料セル平均の無限増倍率が第１
の燃料セル３のそれとほぼ同じであるが、可燃性
毒物の仕様の点で異なる。すなわち、後述する理
由で、第３の燃料セル５における新燃料としての
燃料集合体の可燃性毒物の濃度は第１の燃料セル
３におけるそれよりも低くされている。
第２図は、第１図に示した炉心構造の制御セル
となる１つの燃料セルの拡大断面図で、第２の燃
料セル４はそれぞれ制御セルを構成し、これら制
御セル中の制御棒６のみが、原子炉の通常運転
中、炉心の反応度変化を制御するために操作さ
れ、所定のパターンおよび深さで燃料集合体７，
８，９，１０間に挿入される。なお、第１の燃料
セル３に挿入される制御棒は、原子炉の停止時
（スクラム時を含む）にのみ炉心内に挿入され、
通常運転中は炉心外に引抜かれている。
となる１つの燃料セルの拡大断面図で、第２の燃
料セル４はそれぞれ制御セルを構成し、これら制
御セル中の制御棒６のみが、原子炉の通常運転
中、炉心の反応度変化を制御するために操作さ
れ、所定のパターンおよび深さで燃料集合体７，
８，９，１０間に挿入される。なお、第１の燃料
セル３に挿入される制御棒は、原子炉の停止時
（スクラム時を含む）にのみ炉心内に挿入され、
通常運転中は炉心外に引抜かれている。
第１図に示した実施例では、炉心中央領域には
９個の第２の燃料セル４が配置され、１個は炉心
中心に、８個はほぼ炉心中心に中心を持つリング
１１にほぼ沿つて、ほぼ等間隔に位置している。
第２の燃料セル４は、他の形態で配置されてもよ
い。
９個の第２の燃料セル４が配置され、１個は炉心
中心に、８個はほぼ炉心中心に中心を持つリング
１１にほぼ沿つて、ほぼ等間隔に位置している。
第２の燃料セル４は、他の形態で配置されてもよ
い。
次に、第１の燃料セル３、第２の燃料セル４お
よび第３の燃料セル５に、それぞれ使用する燃料
集合体の構成を第３図により説明する。第３図ａ
は第１の燃料セル３に使用する燃料集合体１２の
構成を示すもので、集合体平均の燃料濃縮度は約
2.8重量％であり、ガドリニア入り燃料棒は７本
である。ガドリニア入り燃料棒のガドリニア濃度
および位置は、ガドリニア濃度が燃料集合体を軸
方向に24分割したときの上下端の１ノードを除く
中央部分では約3.5重量％となり、上下端の１ノ
ードの部分では約1.5重量％となるように選定さ
れている。第３図ｂは第２の燃料セル４に使用す
る燃料集合体１３の構成を示すもので、集合体平
均の燃料濃縮度は約1.1重量％で、ガドリニア入
りの燃料棒は含まれていない。第３図ｃは第３の
燃料セル５に使用する燃料集合体、すなわち、炉
心最外周に装荷する燃料集合体１４を示すもの
で、集合体平均の燃料濃縮度は約2.8重量％でガ
ドリニア入り燃料棒本数は７本である。ガドリニ
ア入にり燃料棒のガドリニア濃度および装置は、
燃料集合体のガドリニア濃度が一様に約1.5重量
％となるように選定されている。炉心上下端と炉
心最外周でガドリニア濃度を低くしているのは、
運転サイクル末期におけるガドリニアの燃え残り
を防ぐためである。
よび第３の燃料セル５に、それぞれ使用する燃料
集合体の構成を第３図により説明する。第３図ａ
は第１の燃料セル３に使用する燃料集合体１２の
構成を示すもので、集合体平均の燃料濃縮度は約
2.8重量％であり、ガドリニア入り燃料棒は７本
である。ガドリニア入り燃料棒のガドリニア濃度
および位置は、ガドリニア濃度が燃料集合体を軸
方向に24分割したときの上下端の１ノードを除く
中央部分では約3.5重量％となり、上下端の１ノ
ードの部分では約1.5重量％となるように選定さ
れている。第３図ｂは第２の燃料セル４に使用す
る燃料集合体１３の構成を示すもので、集合体平
均の燃料濃縮度は約1.1重量％で、ガドリニア入
りの燃料棒は含まれていない。第３図ｃは第３の
燃料セル５に使用する燃料集合体、すなわち、炉
心最外周に装荷する燃料集合体１４を示すもの
で、集合体平均の燃料濃縮度は約2.8重量％でガ
ドリニア入り燃料棒本数は７本である。ガドリニ
ア入にり燃料棒のガドリニア濃度および装置は、
燃料集合体のガドリニア濃度が一様に約1.5重量
％となるように選定されている。炉心上下端と炉
心最外周でガドリニア濃度を低くしているのは、
運転サイクル末期におけるガドリニアの燃え残り
を防ぐためである。
第４図、第５図および第６図は、それぞれ、第
３図ａ，ｂおよびｃに示した燃料集合体１２，１
３，１４の具体的構成を示すもので、これらの各
図において、第４図ａ、第５図ａおよび第６図ａ
は燃料集合体の横断面の概略図で、各燃料集合体
は丸で表示した位置にそれぞれ記号を付した複数
の燃料棒を持つことを示し、各図の燃料棒の燃料
濃縮度または燃料濃縮度およびガドリニア濃度
は、それぞれ第４図ｂ、第５図ｂおよび第６図ｂ
に示すようになつている。第４図および第６図に
おいて、記号F1〜F6が付されているものがガド
リニアを含まない燃料棒で、それぞれ表示される
燃料濃縮度を持ち、記号ＦGが付されているもの
がガドリニア入り燃料棒で、それぞれ表示される
燃料濃縮度およびガドリニア濃度を持ち、第５図
において、記号F1〜F3が付されているものがガ
ドリニアを含まない燃料棒で、それぞれ表示され
る燃料濃縮度を持つている。なお、第４図ａ、第
５図ａおよび第６図ａにおいて、Ｗはウオータロ
ツドを示している。
３図ａ，ｂおよびｃに示した燃料集合体１２，１
３，１４の具体的構成を示すもので、これらの各
図において、第４図ａ、第５図ａおよび第６図ａ
は燃料集合体の横断面の概略図で、各燃料集合体
は丸で表示した位置にそれぞれ記号を付した複数
の燃料棒を持つことを示し、各図の燃料棒の燃料
濃縮度または燃料濃縮度およびガドリニア濃度
は、それぞれ第４図ｂ、第５図ｂおよび第６図ｂ
に示すようになつている。第４図および第６図に
おいて、記号F1〜F6が付されているものがガド
リニアを含まない燃料棒で、それぞれ表示される
燃料濃縮度を持ち、記号ＦGが付されているもの
がガドリニア入り燃料棒で、それぞれ表示される
燃料濃縮度およびガドリニア濃度を持ち、第５図
において、記号F1〜F3が付されているものがガ
ドリニアを含まない燃料棒で、それぞれ表示され
る燃料濃縮度を持つている。なお、第４図ａ、第
５図ａおよび第６図ａにおいて、Ｗはウオータロ
ツドを示している。
第７図は、以上説明した各燃料集合体の燃焼に
伴う無限増倍率の変化を示すもので、横軸には燃
焼度（GWd／st）、縦軸には無限増倍率（Ｋ∞）
がとつてあり、１５は第１の燃料セル３に用いる
燃料集合体１２のうち上下端を除く主要部の無限
増倍率の変化、１６は第２の燃料セル４に用いる
燃料集合体１３の無限増倍率の変化、１７は第３
の燃料セル５に用いる、すなわち、炉心最外周に
装荷する燃料集合体１４全体と第１燃料セル３に
用いる燃料集合体１２の上下端における無限増倍
率の変化を示している。
伴う無限増倍率の変化を示すもので、横軸には燃
焼度（GWd／st）、縦軸には無限増倍率（Ｋ∞）
がとつてあり、１５は第１の燃料セル３に用いる
燃料集合体１２のうち上下端を除く主要部の無限
増倍率の変化、１６は第２の燃料セル４に用いる
燃料集合体１３の無限増倍率の変化、１７は第３
の燃料セル５に用いる、すなわち、炉心最外周に
装荷する燃料集合体１４全体と第１燃料セル３に
用いる燃料集合体１２の上下端における無限増倍
率の変化を示している。
炉心全体の特性は、炉心の大部分を占める第１
の燃料セル３に用いる燃料集合体１２の特性によ
り決まる。この燃料集合体１２は、ほとんどシヤ
ツフリングをしない４バツチ分散装荷領域に配置
されている。従つて、隣接する４体の燃料集合体
を持つ第１の燃料セル３には、炉内滞在年数１，
２，３，４年目の燃料集合体１２が含まれてい
る。１サイクルの燃焼度は6.15GWd／st程度であ
り、主要部の燃料の燃焼は進む傾向にあるので、
第７図に示すように、１年以上の炉内滞在を経験
した燃料集合体１２はガドリニアが燃えつきてお
り、燃焼とともに無限増倍率が減少する。従つ
て、２，３，４年目の燃料集合体１２は燃焼とと
もに無限増倍率が低下する。一方、１年目の燃料
集合体１２はガドリニアの燃焼に伴い無限増倍率
が増加する。また、第７図に示すように、燃料集
合体１２は、炉内滞在１年目の燃料の無限増倍率
の増加率が、２年目以降の燃料の無限増倍率の減
少率の約３倍となつている。この結果、４本１組
の燃料集合体でみた燃料セル平均の無限増倍率は
運転サイクルを通してあまり変動しなくなる。従
つて、燃焼に伴う炉心の余剰反応度の変動が小さ
くなり、出力運転時使用制御棒の本数を９本以内
とすることができる。
の燃料セル３に用いる燃料集合体１２の特性によ
り決まる。この燃料集合体１２は、ほとんどシヤ
ツフリングをしない４バツチ分散装荷領域に配置
されている。従つて、隣接する４体の燃料集合体
を持つ第１の燃料セル３には、炉内滞在年数１，
２，３，４年目の燃料集合体１２が含まれてい
る。１サイクルの燃焼度は6.15GWd／st程度であ
り、主要部の燃料の燃焼は進む傾向にあるので、
第７図に示すように、１年以上の炉内滞在を経験
した燃料集合体１２はガドリニアが燃えつきてお
り、燃焼とともに無限増倍率が減少する。従つ
て、２，３，４年目の燃料集合体１２は燃焼とと
もに無限増倍率が低下する。一方、１年目の燃料
集合体１２はガドリニアの燃焼に伴い無限増倍率
が増加する。また、第７図に示すように、燃料集
合体１２は、炉内滞在１年目の燃料の無限増倍率
の増加率が、２年目以降の燃料の無限増倍率の減
少率の約３倍となつている。この結果、４本１組
の燃料集合体でみた燃料セル平均の無限増倍率は
運転サイクルを通してあまり変動しなくなる。従
つて、燃焼に伴う炉心の余剰反応度の変動が小さ
くなり、出力運転時使用制御棒の本数を９本以内
とすることができる。
炉心中央領域に配置される第２の燃料セル４に
使用する燃料集合体１３の無限増倍率は、第５図
からわかるように、全燃焼期間を通して比較的低
い。従つて、出力運転中炉心の反応度変化を制御
するために第２の燃料セル４内の制御棒を操作す
るとき、炉心出力を下げる必要はない。
使用する燃料集合体１３の無限増倍率は、第５図
からわかるように、全燃焼期間を通して比較的低
い。従つて、出力運転中炉心の反応度変化を制御
するために第２の燃料セル４内の制御棒を操作す
るとき、炉心出力を下げる必要はない。
第８図は、運転サイクル末期における全制御棒
引き抜き状態における炉心径方向の燃料集合体４
体平均の相対出力分布を示す。図中、横軸には径
方向位置、縦軸には燃料セル内の燃料集合体４体
平均、すなわちセル平均の相対出力分布がとつて
ある。第８図の右上部分には1/4炉心１８が示さ
れ、１９は出力分布を計算した位置を示し、２０
は第２の燃料セル４の位置を示し、２１は径方向
の相対出力分布を表わしている。この図は、第２
の燃料セル４のある位置の相対出力は低く、半径
方向出力分布の平坦化に寄与していることを示し
ている。
引き抜き状態における炉心径方向の燃料集合体４
体平均の相対出力分布を示す。図中、横軸には径
方向位置、縦軸には燃料セル内の燃料集合体４体
平均、すなわちセル平均の相対出力分布がとつて
ある。第８図の右上部分には1/4炉心１８が示さ
れ、１９は出力分布を計算した位置を示し、２０
は第２の燃料セル４の位置を示し、２１は径方向
の相対出力分布を表わしている。この図は、第２
の燃料セル４のある位置の相対出力は低く、半径
方向出力分布の平坦化に寄与していることを示し
ている。
従つて、このような炉心構造とすることによ
り、燃料交換時におけるシヤツフリングが不要と
なるとともに、少数本の制御棒のみで運転するこ
とができ、しかも、出力運転中の制御棒操作時炉
心出力を下げる必要がなく、かつ制御棒パターン
の交換さえも不要とする炉心を構成することが可
能となり、原子炉の運転手順の簡素化とプラント
利用率の向上、熱的余裕の増大を計ることができ
る。
り、燃料交換時におけるシヤツフリングが不要と
なるとともに、少数本の制御棒のみで運転するこ
とができ、しかも、出力運転中の制御棒操作時炉
心出力を下げる必要がなく、かつ制御棒パターン
の交換さえも不要とする炉心を構成することが可
能となり、原子炉の運転手順の簡素化とプラント
利用率の向上、熱的余裕の増大を計ることができ
る。
以上の如く、本発明の原子炉の炉心構造は、炉
心運用の簡素化とプラント利用率の向上を可能と
するもので、産業上の効果の大なるものである。
心運用の簡素化とプラント利用率の向上を可能と
するもので、産業上の効果の大なるものである。
第１図は、本発明の原子炉の炉心構造の一実施
例の概略断面図、第２図は第１図に示した炉心構
造の制御セルとなる１つの燃料セルの拡大断面
図、第３図ａ，ｂおよびｃは、第１図に示した炉
心構造に用いられる３種類の燃料集合体の構成を
示す説明図、第４図ａおよびｂは、第３図ａに示
す燃料集合体の断面図、およびこの燃料集合体に
入つている複数種類の燃料棒の燃料濃縮度および
ガドリニア濃度を示す説明図、第５図ａおよびｂ
は、第３図ｂに示す燃料集合体の断面図、および
この燃料集合体に入つている複数種類の燃料棒の
燃料濃縮度を示す説明図、第６図ａおよびｂは、
第３図ｃに示す燃料集合体の断面図およびこの燃
料集合体に入つている複数種類の燃料棒の燃料濃
度およびガドリニア濃度を示す説明図、第７図
は、第３図ａ，ｂおよびｃに示した３種類の燃料
集合体の燃焼に伴う無限増倍率の変化を示す線
図、第８図は、第１図に示した炉心構造におい
て、サイクル末期における全制御棒引き抜き状態
における炉心半径方向の燃料セル平均の相対出力
分布を示す線図である。 ２……燃料セル、３……第１の燃料セル、４…
…第２の燃料セル、５……第３の燃料セル、６…
…制御棒、７，８，９，１０……燃料集合体、１
２……（第１の燃料セル３に使用する）燃料集合
体、１３……（第２の燃料セル４に使用する燃料
集合体、１４……（第３の燃料セル５に使用す
る）燃料集合体。
例の概略断面図、第２図は第１図に示した炉心構
造の制御セルとなる１つの燃料セルの拡大断面
図、第３図ａ，ｂおよびｃは、第１図に示した炉
心構造に用いられる３種類の燃料集合体の構成を
示す説明図、第４図ａおよびｂは、第３図ａに示
す燃料集合体の断面図、およびこの燃料集合体に
入つている複数種類の燃料棒の燃料濃縮度および
ガドリニア濃度を示す説明図、第５図ａおよびｂ
は、第３図ｂに示す燃料集合体の断面図、および
この燃料集合体に入つている複数種類の燃料棒の
燃料濃縮度を示す説明図、第６図ａおよびｂは、
第３図ｃに示す燃料集合体の断面図およびこの燃
料集合体に入つている複数種類の燃料棒の燃料濃
度およびガドリニア濃度を示す説明図、第７図
は、第３図ａ，ｂおよびｃに示した３種類の燃料
集合体の燃焼に伴う無限増倍率の変化を示す線
図、第８図は、第１図に示した炉心構造におい
て、サイクル末期における全制御棒引き抜き状態
における炉心半径方向の燃料セル平均の相対出力
分布を示す線図である。 ２……燃料セル、３……第１の燃料セル、４…
…第２の燃料セル、５……第３の燃料セル、６…
…制御棒、７，８，９，１０……燃料集合体、１
２……（第１の燃料セル３に使用する）燃料集合
体、１３……（第２の燃料セル４に使用する燃料
集合体、１４……（第３の燃料セル５に使用す
る）燃料集合体。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 各々隣接配置された４体の燃料集合体より構
成される多数の燃料セルを有する原子炉の炉心構
造において、前記燃料セルが、４体の前記燃料集
合体のうち１体が可燃性毒物を含有する燃料集合
体である第１の燃料セルと、燃料セルの平均無限
増倍率が前記第１の燃料セルの平均無限増倍率よ
りも小さい第２の燃料セルとを含み、炉心中央領
域は前記第１及び第２の燃料セルの両方を有し、
前記炉心中央領域の外側を取囲む炉心周辺領域は
前記第１の燃料セルを有して前記第２の燃料セル
を含まず、前記炉心中央領域に配置された前記第
２の燃料セルが制御棒を含んでいることを特徴と
する原子炉の炉心構造。 ２ 前記第１の燃料セルが比較的高濃縮度の燃料
集合体を含み、前記第２の燃料セルが比較的低濃
縮度の燃料集合体を含む特許請求の範囲第１項記
載の原子炉の炉心構造。 ３ 前記炉心中央領域に配置された第２の燃料セ
ルが、炉心中心に中心を有する少なくとも１つの
リングにほぼ沿つて配置された燃料セルを含む特
許請求の範囲第１項記載の原子炉の炉心構造。 ４ 前記炉心中央領域および前記炉心周辺領域の
両方に配置された第１の燃料セルが、炉心滞在時
間がほぼ等間隔に異なる４種類の燃料集合体を含
み、そのうち一番新しい燃料集合体が前記可燃性
毒物を含有する燃料集合体である特許請求の範囲
第１項または第２項または第３項記載の原子炉の
炉心構造。 ５ 前記炉心中央領域および前記炉心周辺領域の
両方に配置された第１の燃料セルが、炉心滞在年
数がほぼ１年ずつ異なる４種類の燃料集合体を含
み、そのうち一番新しい燃料集合体が前記可燃性
毒物を含有する燃料集合体である特許請求の範囲
第１項または第２項または第３項記載の原子炉の
炉心構造。 ６ 前記可燃性毒物が、ガドリニアである特許請
求の範囲第４項または第５項記載の原子炉の炉心
構造。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7717379A JPS561386A (en) | 1979-06-18 | 1979-06-18 | Nuclear reactor core structure |
| US06/158,363 US4378329A (en) | 1979-06-18 | 1980-06-11 | Nuclear reactor core construction |
| SE8004485A SE453025B (sv) | 1979-06-18 | 1980-06-17 | Herdkonstruktion for kernreaktor |
| DE3022747A DE3022747C2 (de) | 1979-06-18 | 1980-06-18 | Kernkonstruktion für einen Kernreaktor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7717379A JPS561386A (en) | 1979-06-18 | 1979-06-18 | Nuclear reactor core structure |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS561386A JPS561386A (en) | 1981-01-09 |
| JPS6244632B2 true JPS6244632B2 (ja) | 1987-09-21 |
Family
ID=13626396
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP7717379A Granted JPS561386A (en) | 1979-06-18 | 1979-06-18 | Nuclear reactor core structure |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4378329A (ja) |
| JP (1) | JPS561386A (ja) |
| DE (1) | DE3022747C2 (ja) |
| SE (1) | SE453025B (ja) |
Families Citing this family (29)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS548289A (en) * | 1977-06-20 | 1979-01-22 | Hitachi Ltd | Reactor |
| FR2517866B1 (fr) * | 1981-12-04 | 1987-05-07 | Framatome Sa | Assemblage combustible pour un reacteur nucleaire sous-modere |
| DE3309449A1 (de) * | 1983-03-16 | 1984-09-20 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Brennelement mit quadratischem querschnitt fuer wassergekuehlte kernreaktoren |
| EP0130227B1 (en) * | 1983-07-01 | 1987-03-18 | Hitachi, Ltd. | Method of loading nuclear fuel assemblies |
| US4818477A (en) * | 1984-07-10 | 1989-04-04 | Westinghouse Electric Corp. | PCI resistant fuel and method and apparatus for controlling reactivity in a reactor core |
| US4606880A (en) * | 1984-10-22 | 1986-08-19 | Westinghouse Electric Corp. | Symmetric blanket nuclear fuel assembly |
| US4716015A (en) * | 1985-05-15 | 1987-12-29 | Westinghouse Electric Corp. | Modular nuclear fuel assembly design |
| US4708845A (en) * | 1985-10-18 | 1987-11-24 | Westinghouse Electric Corp. | BWR fuel assembly with improved spacer and fuel bundle design for enhanced thermal-hydraulic performance |
| JPS62261988A (ja) * | 1986-05-08 | 1987-11-14 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子炉 |
| JP2510565B2 (ja) * | 1987-04-08 | 1996-06-26 | 株式会社日立製作所 | 原子炉の燃料集合体 |
| US4986958A (en) * | 1987-11-02 | 1991-01-22 | Hitachi, Ltd. | Fuel assembly |
| EP0369305A1 (en) * | 1988-11-14 | 1990-05-23 | Westinghouse Electric Corporation | Fuel assembly containing fuel rods having standardized-length burnable absorber integral with fuel pellets and method of customizing fuel assembly |
| JP2564383B2 (ja) * | 1988-12-12 | 1996-12-18 | 株式会社日立製作所 | 原子炉の炉心及び原子炉の燃料装荷方法並びに原子炉の運転方法 |
| JP2915200B2 (ja) * | 1991-07-24 | 1999-07-05 | 株式会社日立製作所 | 燃料装荷方法及び原子炉炉心 |
| WO1998041991A1 (fr) * | 1997-03-17 | 1998-09-24 | Hitachi, Ltd. | Procede d'exploitation d'un reacteur |
| TW512177B (en) * | 1998-02-12 | 2002-12-01 | Hitachi Ltd | Composite member and fuel assembly using the same |
| US6862329B1 (en) * | 2003-10-06 | 2005-03-01 | Global Nuclear Fuel-Americas Llc | In-cycle shuffle |
| US10008294B2 (en) * | 2009-11-06 | 2018-06-26 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| KR102017897B1 (ko) * | 2009-11-06 | 2019-09-03 | 테라파워, 엘엘씨 | 핵분열 원자로에서 연료 집합체를 이동시키는 방법 및 시스템 |
| US9799416B2 (en) * | 2009-11-06 | 2017-10-24 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| US9922733B2 (en) * | 2009-11-06 | 2018-03-20 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| US9786392B2 (en) * | 2009-11-06 | 2017-10-10 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| JP2011169858A (ja) * | 2010-02-22 | 2011-09-01 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 沸騰水型原子炉の初装荷炉心 |
| US9748006B2 (en) | 2010-10-01 | 2017-08-29 | Terrapower, Llc | System and method for maintaining and establishing operational readiness in a fuel cell backup system of a nuclear reactor system |
| US9691508B2 (en) * | 2010-10-01 | 2017-06-27 | Terrapower, Llc | System and method for determining a state of operational readiness of a fuel cell backup system of a nuclear reactor system |
| JP5361964B2 (ja) * | 2011-08-31 | 2013-12-04 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉の初装荷炉心 |
| US9583223B2 (en) | 2012-06-23 | 2017-02-28 | Global Nuclear Fuel—Americas Llc | Nuclear reactor core loading and operation strategies |
| CN106033686B (zh) * | 2015-09-21 | 2017-10-03 | 华北电力大学 | 一种可靠性高的核反应堆停堆装置 |
| CN108364696B (zh) * | 2018-02-13 | 2019-09-03 | 中国核动力研究设计院 | 一种十万千瓦级反应堆堆芯反应性控制方法 |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS50715A (ja) * | 1972-11-09 | 1975-01-07 | ||
| JPS548289A (en) * | 1977-06-20 | 1979-01-22 | Hitachi Ltd | Reactor |
| JPS5435583A (en) * | 1977-08-24 | 1979-03-15 | Hitachi Ltd | Water boller reactor |
Family Cites Families (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3141827A (en) * | 1962-10-12 | 1964-07-21 | Haig P Iskenderian | Breeder reactor core with alternate zones of depleted and enriched fuel |
| US4251321A (en) * | 1967-12-15 | 1981-02-17 | General Electric Company | Nuclear reactor utilizing plutonium |
| US3844886A (en) * | 1968-05-02 | 1974-10-29 | Gen Electric | Nuclear reactor utilizing plutonium in peripheral fuel assemblies |
| DE2815200C3 (de) * | 1977-05-09 | 1980-06-26 | Combustion Engineering, Inc., Windsor, Conn. (V.St.A.) | Aus Brennstoffbaugruppen bestehender Kern eines Kernreaktors zur Leistungserzeugung und Verfahren zu seinem Betrieb |
| JPS5572891A (en) * | 1978-11-29 | 1980-06-02 | Hitachi Ltd | Reactor core structure |
-
1979
- 1979-06-18 JP JP7717379A patent/JPS561386A/ja active Granted
-
1980
- 1980-06-11 US US06/158,363 patent/US4378329A/en not_active Expired - Lifetime
- 1980-06-17 SE SE8004485A patent/SE453025B/sv unknown
- 1980-06-18 DE DE3022747A patent/DE3022747C2/de not_active Expired
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS50715A (ja) * | 1972-11-09 | 1975-01-07 | ||
| JPS548289A (en) * | 1977-06-20 | 1979-01-22 | Hitachi Ltd | Reactor |
| JPS5435583A (en) * | 1977-08-24 | 1979-03-15 | Hitachi Ltd | Water boller reactor |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| SE453025B (sv) | 1988-01-04 |
| JPS561386A (en) | 1981-01-09 |
| SE8004485L (sv) | 1980-12-19 |
| US4378329A (en) | 1983-03-29 |
| DE3022747C2 (de) | 1985-06-13 |
| DE3022747A1 (de) | 1981-01-29 |
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