JPS6296889A - 軽水型原子炉炉心およびその燃料装荷方法 - Google Patents
軽水型原子炉炉心およびその燃料装荷方法Info
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- JPS6296889A JPS6296889A JP60236891A JP23689185A JPS6296889A JP S6296889 A JPS6296889 A JP S6296889A JP 60236891 A JP60236891 A JP 60236891A JP 23689185 A JP23689185 A JP 23689185A JP S6296889 A JPS6296889 A JP S6296889A
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- 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
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- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (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、軽水型原子炉の炉心に係り、特に、ウランの
有効利用及び燃料経済性にすぐれた原子炉炉心の構成お
よびそれを創出するための燃料装荷方法に関する。
有効利用及び燃料経済性にすぐれた原子炉炉心の構成お
よびそれを創出するための燃料装荷方法に関する。
原子炉は、炉心内に核分裂性物質である核燃料の余剰反
応度を、制御棒のそう人、引抜きによって制御して運転
するようになっており、燃料交換の各サイクル末期では
、上記制御棒は完全に引抜かれ、燃焼度は最大となる。
応度を、制御棒のそう人、引抜きによって制御して運転
するようになっており、燃料交換の各サイクル末期では
、上記制御棒は完全に引抜かれ、燃焼度は最大となる。
そして、原子炉の余剰反応度がなくなった時に燃料交換
を行ない、炉心に装荷されている燃料集合体の約１／３
〜１／４に相当する燃焼が進んだ古い燃料集合体を炉心
部から取出し、新燃料集合体を装荷する。この場合、炉
心内で燃料集合体の位置交換等を行なうことがある。
を行ない、炉心に装荷されている燃料集合体の約１／３
〜１／４に相当する燃焼が進んだ古い燃料集合体を炉心
部から取出し、新燃料集合体を装荷する。この場合、炉
心内で燃料集合体の位置交換等を行なうことがある。
従来の原子炉において燃料交換は、燃焼度が高く、燃焼
が進んだ燃料集合体を炉心から取出した後に、新しい燃
料集合体を一様に分散して装荷している。
が進んだ燃料集合体を炉心から取出した後に、新しい燃
料集合体を一様に分散して装荷している。
ま念、最近の原子炉では、炉心からの中性子の洩れを少
なくして、燃料の有効利用を図る之めに出力の低い炉心
周辺部に低反応度燃料集合体を配置する改良が考えられ
てき之。第３図はその一例を示すもので、低反応度燃料
集合体として燃焼が進み無限増倍率が低下し九燃料集合
体を用いた場合を示す。図中、１．２お工び３は夫々ｌ
サイクル目、２サイクル目および３サイクル目の燃料集
合体、Ｐは周辺領域燃料集合体を示す。この場合、原子
炉炉心を内側領域と周辺領域とに区分し、周辺領域は炉
心部全領域の体積の１０〜２０％を占めるようにし、内
側領域にＮ−１サイクル滞在し九燃料集合体を、次のサ
イクル、すなわち、Ｎ−！ｌ！−イクル目では、出力の
低い周辺領域に配置するように燃料交換を行なっている
。
なくして、燃料の有効利用を図る之めに出力の低い炉心
周辺部に低反応度燃料集合体を配置する改良が考えられ
てき之。第３図はその一例を示すもので、低反応度燃料
集合体として燃焼が進み無限増倍率が低下し九燃料集合
体を用いた場合を示す。図中、１．２お工び３は夫々ｌ
サイクル目、２サイクル目および３サイクル目の燃料集
合体、Ｐは周辺領域燃料集合体を示す。この場合、原子
炉炉心を内側領域と周辺領域とに区分し、周辺領域は炉
心部全領域の体積の１０〜２０％を占めるようにし、内
側領域にＮ−１サイクル滞在し九燃料集合体を、次のサ
イクル、すなわち、Ｎ−！ｌ！−イクル目では、出力の
低い周辺領域に配置するように燃料交換を行なっている
。
このような燃料交換を用いた場合には、反応度の低下し
た燃料集合体を周辺領域に再配置しないで取出してしま
う場合に比較して、燃料の炉内滞在期間が増大するため
に、燃料の取出し燃焼度は増大し、燃料の有効利用がで
きる。
た燃料集合体を周辺領域に再配置しないで取出してしま
う場合に比較して、燃料の炉内滞在期間が増大するため
に、燃料の取出し燃焼度は増大し、燃料の有効利用がで
きる。
ところで一方、最近、プルトニウムの有効利用、省ウラ
ン化を図るために、軽水炉においてプルトニウム−ウラ
ン混合酸化物燃料（ＭＯＸ燃料）を用いた燃料集合体を
採用することが検討されている。
ン化を図るために、軽水炉においてプルトニウム−ウラ
ン混合酸化物燃料（ＭＯＸ燃料）を用いた燃料集合体を
採用することが検討されている。
しかしながら、このＭＯＸ燃料集合体の採用に当り、Ｍ
ＯＸ燃料の特性を活かした炉心燃料集合体配置により、
取出し燃焼度の増大を図った検討は、初装荷炉心につい
ては特願昭５９−１５９９８２記載の例があるが、取替
炉心についてはなかった。
ＯＸ燃料の特性を活かした炉心燃料集合体配置により、
取出し燃焼度の増大を図った検討は、初装荷炉心につい
ては特願昭５９−１５９９８２記載の例があるが、取替
炉心についてはなかった。
本発明は、ＭＯＸ燃料を軽水炉で利用するにあ九って、
燃料取出・し燃焼度を増大させ、燃料の有効利用を図れ
る原子炉炉心とその燃料装荷方法を提供することを目的
とする。
燃料取出・し燃焼度を増大させ、燃料の有効利用を図れ
る原子炉炉心とその燃料装荷方法を提供することを目的
とする。
本発明は、ＭＯＸ燃料がウラン燃料に比べて、無限増倍
率Ｋａ３の燃焼度に対する変化がゆるやかなことを利用
し念ものである。すなわち、第４図は、ウラン燃料およ
びＭＯＸ燃料の無限増倍率にωと燃焼度との関係を示す
。第４図から無限増倍″４にのは燃焼が進むにつれて減
少するが、ウラン燃料に比べて、 ＭＯＸ燃料の無限増
倍率ＫｃＩ３の変化はゆるやかであることが理解される
。これは、ＭＯＸ燃料中では、ウラン燃料に比べ （１） 中性子のエネルギーが高く Ｕの共鳴吸収
が太き（Ｐｕの生成が多くなる。
率Ｋａ３の燃焼度に対する変化がゆるやかなことを利用
し念ものである。すなわち、第４図は、ウラン燃料およ
びＭＯＸ燃料の無限増倍率にωと燃焼度との関係を示す
。第４図から無限増倍″４にのは燃焼が進むにつれて減
少するが、ウラン燃料に比べて、 ＭＯＸ燃料の無限増
倍率ＫｃＩ３の変化はゆるやかであることが理解される
。これは、ＭＯＸ燃料中では、ウラン燃料に比べ （１） 中性子のエネルギーが高く Ｕの共鳴吸収
が太き（Ｐｕの生成が多くなる。
（ｂ） ｐｕの童が多くこれは中性子を吸収し２
４１Ｐｕになる 等の理由で核分裂性物質の減少の割合が小さくなること
による。
４１Ｐｕになる 等の理由で核分裂性物質の減少の割合が小さくなること
による。
そこで、本発明では、ＭＯＸ燃料とウラン燃料が炉心内
に混在配置され之原子炉炉心において、燃交換時にウラ
ン燃料集合体を優先的に取出し、ＭＯＸ燃料集合体を長
く炉心内に残すようにして、余剰反応度の減少を少なく
し、以て取出し燃焼度を増大させるようにするのである
。
に混在配置され之原子炉炉心において、燃交換時にウラ
ン燃料集合体を優先的に取出し、ＭＯＸ燃料集合体を長
く炉心内に残すようにして、余剰反応度の減少を少なく
し、以て取出し燃焼度を増大させるようにするのである
。
第１図は本発明の実施例に係る沸騰水型原子炉炉心の燃
料装荷パターンを示す。図中、符号ｌは炉内滞在ｌサイ
クル目の燃料集合体、以下符号２〜４は、それぞれ炉内
滞在サイクル２〜４サイクル目燃料集合体を示す。ｌサ
イクル目燃料集合体は２１２体、２サイクル目燃料集合
体も２１２体、３サイクル目燃料集合体も２１２体で、
４サイクル目燃料集合体は１２８体であり、バッチ数は
約３．６である。この炉心では、燃料集合体は３サイク
ル又は４サイクル炉心に滞在することになり、燃料交換
時には、炉内に３サイクル滞在し之燃料集合体のうちの
８４体と４サイクル滞在した燃料集合体１２８体が炉外
に取出され、新燃料集合体が装荷される。このとき、３
サイクル滞在した燃料集合体の残りの１２８体は、燃料
移動により４サイクル目燃料集合体の位置に移動され、
次サイクルにおいては４サイクル目燃料集合体として、
炉内で燃焼する。
料装荷パターンを示す。図中、符号ｌは炉内滞在ｌサイ
クル目の燃料集合体、以下符号２〜４は、それぞれ炉内
滞在サイクル２〜４サイクル目燃料集合体を示す。ｌサ
イクル目燃料集合体は２１２体、２サイクル目燃料集合
体も２１２体、３サイクル目燃料集合体も２１２体で、
４サイクル目燃料集合体は１２８体であり、バッチ数は
約３．６である。この炉心では、燃料集合体は３サイク
ル又は４サイクル炉心に滞在することになり、燃料交換
時には、炉内に３サイクル滞在し之燃料集合体のうちの
８４体と４サイクル滞在した燃料集合体１２８体が炉外
に取出され、新燃料集合体が装荷される。このとき、３
サイクル滞在した燃料集合体の残りの１２８体は、燃料
移動により４サイクル目燃料集合体の位置に移動され、
次サイクルにおいては４サイクル目燃料集合体として、
炉内で燃焼する。
軽水炉においては、例えばディスクリート型ＭＯＸ燃料
集合体を用いる場合、プル）ニウムの特性としてディト
係数が負値で大きくなるためプラントの過渡特性が厳し
くなり、燃料集合体全数をＭＯＸ燃料に置き換えること
は難しく、一般には約１／２〜１／３がＭＯＸ燃料集合
体で、その他は通常のウラン燃料集合体である。このた
め、軽水炉においてプルトニウムをＭＯＸ燃料として利
用する場合には、新燃料集合体の約１／２〜１／３がＭ
ＯＸ燃料集合体で、残りはウラン燃料集合体となる。第
１図において符号を○印で囲んだのはＭＯＸ燃料集合体
であり、Ｏ印で囲んでな−のはウラン燃料集合体である
。第１図について炉内滞在サイクル数ごとにＭＯＸ燃料
集合体とウラン燃料集合体の数を示したのが第１表であ
る。
集合体を用いる場合、プル）ニウムの特性としてディト
係数が負値で大きくなるためプラントの過渡特性が厳し
くなり、燃料集合体全数をＭＯＸ燃料に置き換えること
は難しく、一般には約１／２〜１／３がＭＯＸ燃料集合
体で、その他は通常のウラン燃料集合体である。このた
め、軽水炉においてプルトニウムをＭＯＸ燃料として利
用する場合には、新燃料集合体の約１／２〜１／３がＭ
ＯＸ燃料集合体で、残りはウラン燃料集合体となる。第
１図において符号を○印で囲んだのはＭＯＸ燃料集合体
であり、Ｏ印で囲んでな−のはウラン燃料集合体である
。第１図について炉内滞在サイクル数ごとにＭＯＸ燃料
集合体とウラン燃料集合体の数を示したのが第１表であ
る。
第１表に示した例では、４サイクル未満の燃料集合体中
のＭＯＸ燃料集合体数のウラン燃料集合体数に対する比
は、３１２／３２４＝０．９６であり、４サイクル以上
の燃料集合体中のＭＯＸ燃料集合体数のウラン燃料集合
体数に対する比１０４／２４＝４．３３より小さくなっ
ている。
のＭＯＸ燃料集合体数のウラン燃料集合体数に対する比
は、３１２／３２４＝０．９６であり、４サイクル以上
の燃料集合体中のＭＯＸ燃料集合体数のウラン燃料集合
体数に対する比１０４／２４＝４．３３より小さくなっ
ている。
第１１Ｗ及び第１表に示されるように、符号４で示され
る４サイクル目燃料集合体の大部分はＭＯＸ燃料集合体
で構成されていることが本発明実施例の特徴である。
る４サイクル目燃料集合体の大部分はＭＯＸ燃料集合体
で構成されていることが本発明実施例の特徴である。
このようにする理由は、第４図を用いて次のように説明
される。第４図は典型的なウラン燃料集合体およびＭＯ
Ｘ燃料集合体の無限増倍率の燃焼度に対する変化を示し
たもので、ウラン燃料集合体に比べてＭＯＸ燃料集合体
は燃焼による核分裂性物質の減少が少ないｔめに無限増
倍率の減少が少ない。第４図において３サイクル目相当
の燃焼度のときはウラン燃料集合体とＭＯＸ燃料集合体
とでは無限増倍率がほぼ等しいが、４サイクル目相当の
燃焼度では、ＭＯＸ燃料集合体のほうが無限増倍率が高
い。このため、燃料交換の際、炉内に３サイクル滞在し
た燃料集合体のうちから、ＭＯＸ燃料集合体の方を先に
取出し之場合には、次サイクル末期での反応度が低くな
り、燃焼度の損失がある。
される。第４図は典型的なウラン燃料集合体およびＭＯ
Ｘ燃料集合体の無限増倍率の燃焼度に対する変化を示し
たもので、ウラン燃料集合体に比べてＭＯＸ燃料集合体
は燃焼による核分裂性物質の減少が少ないｔめに無限増
倍率の減少が少ない。第４図において３サイクル目相当
の燃焼度のときはウラン燃料集合体とＭＯＸ燃料集合体
とでは無限増倍率がほぼ等しいが、４サイクル目相当の
燃焼度では、ＭＯＸ燃料集合体のほうが無限増倍率が高
い。このため、燃料交換の際、炉内に３サイクル滞在し
た燃料集合体のうちから、ＭＯＸ燃料集合体の方を先に
取出し之場合には、次サイクル末期での反応度が低くな
り、燃焼度の損失がある。
従ってＭＯＸ燃料集合体とウラン燃料集合体の混在する
炉心では、先ずウラン燃料集合体の方を優先して取出し
、ＭＯＸ燃料集合体金できるだけ長く炉心に滞在させる
本発明実施例の燃料交換法及び配置を取ることが余剰反
応度の減少を少くし、取出し燃焼度を高める上で効果的
である。
炉心では、先ずウラン燃料集合体の方を優先して取出し
、ＭＯＸ燃料集合体金できるだけ長く炉心に滞在させる
本発明実施例の燃料交換法及び配置を取ることが余剰反
応度の減少を少くし、取出し燃焼度を高める上で効果的
である。
ま九本実施例では、燃焼の進んでいない、従ってウラン
２３５及び核分裂性プルトニウムが多く残っていて反応
度が高い燃料集合体をできるだけ炉心中央部に配置する
ことによって、その燃料をよく燃焼させるようにしてい
る。また炉心外周から中央部に行くに従って中性子イン
ポータンスが高いことから、反応度の高い燃料集合体を
炉心中央。
２３５及び核分裂性プルトニウムが多く残っていて反応
度が高い燃料集合体をできるだけ炉心中央部に配置する
ことによって、その燃料をよく燃焼させるようにしてい
る。また炉心外周から中央部に行くに従って中性子イン
ポータンスが高いことから、反応度の高い燃料集合体を
炉心中央。
部に配置することは炉心全体の中性子増倍率を増大させ
、より長期間原子炉を運転することを可能にする。従っ
て、燃料集合体１体当りの発生熱量も増大し、燃料経済
性が向上する。
、より長期間原子炉を運転することを可能にする。従っ
て、燃料集合体１体当りの発生熱量も増大し、燃料経済
性が向上する。
燃料集合体の炉内移動（燃料シャラフリングという）が
燃料経済性に及ぼす効果は、径方向ピーキング（最大出
力燃料要素の出力の炉心平均燃料要素出力に対する比）
と取出燃焼度利得との関係で定量的に表わすことができ
る。
燃料経済性に及ぼす効果は、径方向ピーキング（最大出
力燃料要素の出力の炉心平均燃料要素出力に対する比）
と取出燃焼度利得との関係で定量的に表わすことができ
る。
第５゛図は、横軸に径方向ピーキング、従軸に取出燃焼
度利得を示したものであり、両者は、互いに増加函数の
関係にある。本発明のように取出燃焼度利得を大きくす
るように燃料シャラフリングを行なうことは、中性子イ
ンポータンスの高い炉心中央部に反応度の高い燃料集合
体を配置することになるので、径方向ピーキングは大き
くなるが、しかし燃料経済性は取出燃焼度利得が大きい
ほど良くなる。通常の沸騰水型原子炉では、このような
本実施例に基づく燃料シャラフリングを実施することに
よって燃料経済性を１〜３チ程度向上させることが可能
である。
度利得を示したものであり、両者は、互いに増加函数の
関係にある。本発明のように取出燃焼度利得を大きくす
るように燃料シャラフリングを行なうことは、中性子イ
ンポータンスの高い炉心中央部に反応度の高い燃料集合
体を配置することになるので、径方向ピーキングは大き
くなるが、しかし燃料経済性は取出燃焼度利得が大きい
ほど良くなる。通常の沸騰水型原子炉では、このような
本実施例に基づく燃料シャラフリングを実施することに
よって燃料経済性を１〜３チ程度向上させることが可能
である。
上記のように、本実施例の原子炉では、（Ｎ−１）サイ
クル炉内に滞在した燃料集合体の一部を取出し、ま几残
シの一部を燃料シャツフルリングによシ炉心外周部に移
動させ、Ｎサイクル目の燃料集合体としてさらにｌサイ
クルの間炉内滞在させ念後、炉心から取出ｔ（Ｎは２以
上の整数でよいが、本実施例ではＮ＝４）。従って、運
転サイクル末期において、すでに（Ｎ−１）サイクル炉
心に滞在し念燃料集合体は、炉外に取出される燃料集合
体と、燃料シャツフルし念後にもうｌサイクル炉内に滞
在する燃料集合体とに分類される。
クル炉内に滞在した燃料集合体の一部を取出し、ま几残
シの一部を燃料シャツフルリングによシ炉心外周部に移
動させ、Ｎサイクル目の燃料集合体としてさらにｌサイ
クルの間炉内滞在させ念後、炉心から取出ｔ（Ｎは２以
上の整数でよいが、本実施例ではＮ＝４）。従って、運
転サイクル末期において、すでに（Ｎ−１）サイクル炉
心に滞在し念燃料集合体は、炉外に取出される燃料集合
体と、燃料シャツフルし念後にもうｌサイクル炉内に滞
在する燃料集合体とに分類される。
通常のウラン燃料集合体のみからなる炉心では、後者の
燃料集合体は同一サイクル炉内に滞在した燃料集合体で
も炉内配置により燃焼度が多少異るので、燃焼度の小さ
い、従ってウラン２３５残留量が多く無限増倍率の高い
燃料から取出すのが普通である。これに対し、ＭＯＸ燃
料集合体はウラン燃料集合体に比較して中性子スペクル
トルが硬くなるので、燃料集合体形状が同一の場合、Ｍ
ＯＸ燃料はウラン燃料に比較して減速不足となるため。
燃料集合体は同一サイクル炉内に滞在した燃料集合体で
も炉内配置により燃焼度が多少異るので、燃焼度の小さ
い、従ってウラン２３５残留量が多く無限増倍率の高い
燃料から取出すのが普通である。これに対し、ＭＯＸ燃
料集合体はウラン燃料集合体に比較して中性子スペクル
トルが硬くなるので、燃料集合体形状が同一の場合、Ｍ
ＯＸ燃料はウラン燃料に比較して減速不足となるため。
ＭＯＸ燃料集合体を炉心の最外周部に配置した本実施例
では、減速材の水が豊富にある炉心外周部に配置された
ＭＯＸ燃料集合体は中性子がよく減速され、反応度が向
上するという利点もある。
では、減速材の水が豊富にある炉心外周部に配置された
ＭＯＸ燃料集合体は中性子がよく減速され、反応度が向
上するという利点もある。
第１図に示し九本実施例において、４サイクル目のウラ
ン燃料集合体４よシも４サイクル目のＭＯＸ燃料集合体
を炉心最外周部に配置する理由をさらに敷桁すると、次
のとおりである。すなわち、プルトニウムはウランに比
べて熱中性子回収断面積が大きいために、中性子スペク
トルが硬くなる。
ン燃料集合体４よシも４サイクル目のＭＯＸ燃料集合体
を炉心最外周部に配置する理由をさらに敷桁すると、次
のとおりである。すなわち、プルトニウムはウランに比
べて熱中性子回収断面積が大きいために、中性子スペク
トルが硬くなる。
この念め、ウラン燃料集合体と同一の集合体格子形状を
持つＭＯＸ燃料集合体では、中性子の減速が不十分とな
り、減速不足状態となっている。これは、ウラン２３８
からプルトニウムへの転換を促進することにはなるが、
ウラン及びプルトニウムを燃焼させる上では不利となる
。炉内滞在Ｎ−１サイクル目までのＭＯＸ燃料集合体で
は、プルトニウムの燃焼上不利ではあってもプルトニウ
ムへの転換がよいことは１次サイクルでの燃料を作夛出
すことになるが、炉心から取出される直前のＮサイクル
目では、プルトニウムへの転換は必要ではなく、むしろ
プルトニウムの燃焼に努めたほうがよい。ＭＯＸ燃料集
合体での減速不足を解消する念めには、減速材である水
が多い領域にＭＯＸ燃料集合体を配置すればよい。この
ような理由から、第１図に示した本実施例では、炉心最
外周部には４サイクル目のＭＯＸ燃料集合体４を配置し
ているのである。
持つＭＯＸ燃料集合体では、中性子の減速が不十分とな
り、減速不足状態となっている。これは、ウラン２３８
からプルトニウムへの転換を促進することにはなるが、
ウラン及びプルトニウムを燃焼させる上では不利となる
。炉内滞在Ｎ−１サイクル目までのＭＯＸ燃料集合体で
は、プルトニウムの燃焼上不利ではあってもプルトニウ
ムへの転換がよいことは１次サイクルでの燃料を作夛出
すことになるが、炉心から取出される直前のＮサイクル
目では、プルトニウムへの転換は必要ではなく、むしろ
プルトニウムの燃焼に努めたほうがよい。ＭＯＸ燃料集
合体での減速不足を解消する念めには、減速材である水
が多い領域にＭＯＸ燃料集合体を配置すればよい。この
ような理由から、第１図に示した本実施例では、炉心最
外周部には４サイクル目のＭＯＸ燃料集合体４を配置し
ているのである。
第２図は本実施例の沸騰水型原子炉に用いるディスクリ
ート型ＭＯＸ燃料集合体の設計例を示す横断面図である
。図中、７は燃料棒であシそれらのうち符号Ｐ１〜Ｐ６
で示された燃料棒は、天然ウラン酸化物ＵＯ２にＰｕＯ
２を混合したＭＯＸ燃料であり、数字の少ないほど、よ
シ多くのプルトニウムを含むことを示す。Ｗはウォータ
ロッドを示し、Ｇで示したものはがドＩＪ ニア入りの
ＭＯＸ燃料棒である。本例に示したディスクリート型Ｍ
ＯＸ燃料集合体では、で示される２！１５ Ｕ含Ｖ率は
約０．７ｗｔ％であり、で示されるＰｕｆ富化度は２．
６ ｗｔ ％であり、で示されるＰｕＯ□富化度は約３
，８ｖｔ％であり、で示される核分裂性物質重責″４−
は約３．３ ｖｔ％である。このディスクリート型ＭＯ
Ｘ燃料集合体はプルトニウムをウラン燃料と混合させて
、全燃料棒に分散しておシ、より多くのプルトニウム装
荷量が確保できることが特徴である。
ート型ＭＯＸ燃料集合体の設計例を示す横断面図である
。図中、７は燃料棒であシそれらのうち符号Ｐ１〜Ｐ６
で示された燃料棒は、天然ウラン酸化物ＵＯ２にＰｕＯ
２を混合したＭＯＸ燃料であり、数字の少ないほど、よ
シ多くのプルトニウムを含むことを示す。Ｗはウォータ
ロッドを示し、Ｇで示したものはがドＩＪ ニア入りの
ＭＯＸ燃料棒である。本例に示したディスクリート型Ｍ
ＯＸ燃料集合体では、で示される２！１５ Ｕ含Ｖ率は
約０．７ｗｔ％であり、で示されるＰｕｆ富化度は２．
６ ｗｔ ％であり、で示されるＰｕＯ□富化度は約３
，８ｖｔ％であり、で示される核分裂性物質重責″４−
は約３．３ ｖｔ％である。このディスクリート型ＭＯ
Ｘ燃料集合体はプルトニウムをウラン燃料と混合させて
、全燃料棒に分散しておシ、より多くのプルトニウム装
荷量が確保できることが特徴である。
また、本発明に基づく沸騰水型原子炉では、叙上のディ
スクリート型ＭＯＸ燃料集合体の代りに、ウランのみの
燃料棒とプルトニウム入り燃料棒とから構成されたアイ
ランド型ＭＯＸ燃料集合体を用いてもよい。
スクリート型ＭＯＸ燃料集合体の代りに、ウランのみの
燃料棒とプルトニウム入り燃料棒とから構成されたアイ
ランド型ＭＯＸ燃料集合体を用いてもよい。
第６図は本発明の別の実施例を示す。第１図と同様に図
中の何句ｌ〜４はその燃料集合体の炉内滞在年数を示し
、ＭＯＸ燃料集合体には○印をつけ念。本実施例での各
サイクル毎の燃料集合体数を第２表に示す。
中の何句ｌ〜４はその燃料集合体の炉内滞在年数を示し
、ＭＯＸ燃料集合体には○印をつけ念。本実施例での各
サイクル毎の燃料集合体数を第２表に示す。
第２表に示す例でも４サイクル未満の燃料集合体中のＭ
ＯＸ燃料集合体数のウラン燃料集合体数に対する比は３
１２／３２４＝０．９６であり、４サイクル以上の燃料
集合体中のＭＯＸ燃料集合体数中のウラン燃料集合体数
に対する比９２／３６＝２．５５よりも小さくなってい
る。
ＯＸ燃料集合体数のウラン燃料集合体数に対する比は３
１２／３２４＝０．９６であり、４サイクル以上の燃料
集合体中のＭＯＸ燃料集合体数中のウラン燃料集合体数
に対する比９２／３６＝２．５５よりも小さくなってい
る。
燃料集合体の相隣る四本を太線四角枠で囲んで示した所
は特開昭５５−７０７９２記載の制御セル。
は特開昭５５−７０７９２記載の制御セル。
すなわち制御棒機能を出力分布及び反応度制御機能と停
止機能とに分け、低反応度の特別な燃料集合体を前記の
出力分布及び反応度制御機能を有する制御棒を囲む形で
４体配置しｔものである。かかる制御セルを育する炉心
では、燃料集合体が炉心内にＮ（第６図に示した例では
Ｎ＝４）炉心運転サイクルの間滞在するとしたとき、燃
料集合体は代表的にはその炉心内滞在時間のうち（Ｎ−
１）サイクルの間は非制御セルに滞在し、炉内滞在時間
の最終サイクルで制御セルに移動され、しかる後に炉心
から取出される。
止機能とに分け、低反応度の特別な燃料集合体を前記の
出力分布及び反応度制御機能を有する制御棒を囲む形で
４体配置しｔものである。かかる制御セルを育する炉心
では、燃料集合体が炉心内にＮ（第６図に示した例では
Ｎ＝４）炉心運転サイクルの間滞在するとしたとき、燃
料集合体は代表的にはその炉心内滞在時間のうち（Ｎ−
１）サイクルの間は非制御セルに滞在し、炉内滞在時間
の最終サイクルで制御セルに移動され、しかる後に炉心
から取出される。
本実施例では制御セルにおかれる燃料集合体はウラン燃
料集合体とされているが、これはＭＯＸ燃料集合体では
、ウラン燃料集合体より制御棒価値が低下する九めに、
ウラン燃料集合体を用いるほうがよいからである。この
実施例では炉内滞在３サイクル終了後取出される燃料集
合体は、ＭＯＸ燃料集合体１２体、ウラン燃料集合体７
２体であって、ウラン燃料集合体から優先的に取出され
ており、炉内滞在４サイクル目の燃料構成はＭＯＸ燃料
集合体の方が多い。また、炉心外周部の燃料集合体はす
べて、取、り出される直前の４サイクル目のＭＯＸ燃料
集合体である。
料集合体とされているが、これはＭＯＸ燃料集合体では
、ウラン燃料集合体より制御棒価値が低下する九めに、
ウラン燃料集合体を用いるほうがよいからである。この
実施例では炉内滞在３サイクル終了後取出される燃料集
合体は、ＭＯＸ燃料集合体１２体、ウラン燃料集合体７
２体であって、ウラン燃料集合体から優先的に取出され
ており、炉内滞在４サイクル目の燃料構成はＭＯＸ燃料
集合体の方が多い。また、炉心外周部の燃料集合体はす
べて、取、り出される直前の４サイクル目のＭＯＸ燃料
集合体である。
この実施例のように、炉心外周部の燃料を反応度の高ｖ
ＭＯＸ燃料集合体だけで構成することは望ましいが、
本発明の原理は、炉心の最外周部をＭＯＸ燃料集合体だ
けで構成することに限定するものではなく、最外周部の
大部分が炉心から取り出される直前のＭＯＸ燃料集合体
であれば、燃焼度増大の十分な効果が得られる。
ＭＯＸ燃料集合体だけで構成することは望ましいが、
本発明の原理は、炉心の最外周部をＭＯＸ燃料集合体だ
けで構成することに限定するものではなく、最外周部の
大部分が炉心から取り出される直前のＭＯＸ燃料集合体
であれば、燃焼度増大の十分な効果が得られる。
なお、以上では沸騰水型原子炉に対する実施例を示した
が、本発明は沸騰水型原子炉に限定されるものではなく
、加圧水型の原子炉においても実施することは可能であ
る。
が、本発明は沸騰水型原子炉に限定されるものではなく
、加圧水型の原子炉においても実施することは可能であ
る。
以上述べたように、ウラン燃料とＭＯＸ燃料が混在する
炉心において、燃料交換に当夛、ウラン燃料を先に取出
し、無限増倍率にωの減少がゆるやかなＭＯＸ燃料を炉
内に長く滞在させることにより、取出燃焼度を増大する
ことができるので、ウラン。
炉心において、燃料交換に当夛、ウラン燃料を先に取出
し、無限増倍率にωの減少がゆるやかなＭＯＸ燃料を炉
内に長く滞在させることにより、取出燃焼度を増大する
ことができるので、ウラン。
プル）＝ラム等の核分裂性物質を有効に利用できる。
第１図は本発明の実施例による燃料装荷パターンを示す
、第２図は同実施例に用いるディスクリート型ＭＯＸ燃
料集合体の横断面概要図、第３図は従来の燃料シャフリ
ングの一例を示す説明図、第４図はウラン燃料とＭＯＸ
燃料との無限増倍率の燃焼度に対する変化を示す図、第
５図は径方向ピーキングと取出し燃焼度利得との関係を
示す図、第６図は本発明の別の実施例による燃料装荷ツ
ヤターンを示す図である。 符号の説明 １・・・炉内滞在ｌサイクル目の燃料集合体、２・・・
炉内滞在２サイクル目の燃料集合体、３・・・炉内滞在
３サイクル目の燃料集合体、４・・・炉内滞在４サイク
ル目の燃料集合体、６・・・制御棒、 ７・・・
燃料棒、８・・・チャンネルがツクス、 ９・・・ウォ
ータロッドＣＣ・・・制御セル 第３図 第４図 燃焼度
、第２図は同実施例に用いるディスクリート型ＭＯＸ燃
料集合体の横断面概要図、第３図は従来の燃料シャフリ
ングの一例を示す説明図、第４図はウラン燃料とＭＯＸ
燃料との無限増倍率の燃焼度に対する変化を示す図、第
５図は径方向ピーキングと取出し燃焼度利得との関係を
示す図、第６図は本発明の別の実施例による燃料装荷ツ
ヤターンを示す図である。 符号の説明 １・・・炉内滞在ｌサイクル目の燃料集合体、２・・・
炉内滞在２サイクル目の燃料集合体、３・・・炉内滞在
３サイクル目の燃料集合体、４・・・炉内滞在４サイク
ル目の燃料集合体、６・・・制御棒、 ７・・・
燃料棒、８・・・チャンネルがツクス、 ９・・・ウォ
ータロッドＣＣ・・・制御セル 第３図 第４図 燃焼度
Claims (4)
- （１）二酸化ウラン燃料を用いたウラン燃料集合体とウ
ラン−プルトニウム混合酸化物燃料を用いたＭＯＸ燃料
集合体とが混在する軽水型原子炉炉心であって、炉内滞
在サイクル数がＮ（Ｎは２以上の整数）未満の燃料集合
体中のＭＯＸ燃料集合体数のウラン燃料集合体数に対す
る比が、炉内滞在サイクル数がＮ以上の燃料集合体中の
ＭＯＸ燃料集合体数のウラン燃料集合体数に対する比よ
りも小さいことを特徴とする軽水型原子炉炉心。 - （２）炉内滞在サイクル数がＮ以上のＭＯＸ燃料集合体
は炉心の最外周部に配置されている特許請求の範囲第１
項記載の軽水型原子炉炉心。 - （３）二酸化ウラン燃料を用いたウラン燃料集合体とウ
ラン−プルトニウム混合酸化物燃料を用いたＭＯＸ燃料
集合体とが混在する軽水型原子炉炉心の燃料装荷方法で
あって、Ｎ−１サイクル（Ｎは２以上の整数）間炉内に
滞在させた燃料集合体のうち、ウラン燃料集合体を優先
的に炉外へ取出して新燃料集合体と交換し、他方、大部
分のＭＯＸ燃料集合体はＮサイクル目も炉心に滞在させ
ることを特徴とする燃料装荷方法。 - （４）上記のＮサイクル目に炉心に滞在させるＭＯＸ燃
料集合体を炉心最外周部に装荷する特許請求の範囲第３
項記載の燃料装荷方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60236891A JPH067194B2 (ja) | 1985-10-23 | 1985-10-23 | 軽水型原子炉炉心およびその燃料装荷方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60236891A JPH067194B2 (ja) | 1985-10-23 | 1985-10-23 | 軽水型原子炉炉心およびその燃料装荷方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6296889A true JPS6296889A (ja) | 1987-05-06 |
| JPH067194B2 JPH067194B2 (ja) | 1994-01-26 |
Family
ID=17007300
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60236891A Expired - Lifetime JPH067194B2 (ja) | 1985-10-23 | 1985-10-23 | 軽水型原子炉炉心およびその燃料装荷方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH067194B2 (ja) |
Cited By (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6316292A (ja) * | 1986-07-09 | 1988-01-23 | 株式会社東芝 | 原子炉燃料装荷方法 |
| JPH02232595A (ja) * | 1989-03-06 | 1990-09-14 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 沸騰水型原子炉の燃料装荷方法 |
| US5271050A (en) * | 1991-05-20 | 1993-12-14 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Core construction of a boiling nuclear reaction |
| US5307387A (en) * | 1991-07-24 | 1994-04-26 | Hitachi, Ltd. | Fuel loading method and reactor core |
| US5319685A (en) * | 1992-04-29 | 1994-06-07 | Abb Atom Ab | Method for operation of a boiling water nuclear reactor |
| US6931090B2 (en) * | 2003-02-25 | 2005-08-16 | Westinghouse Electric Company Llc | Method of establishing a nuclear reactor core fuel assembly loading pattern |
| JP2013501233A (ja) * | 2009-08-06 | 2013-01-10 | アレバ・エヌペ | プルトニウム−平衡サイクルからウラン−平衡サイクルを経ることが可能であり、核燃料アセンブリに対応している加圧水型原子炉を操作する方法 |
| JP2016125971A (ja) * | 2015-01-08 | 2016-07-11 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉炉心及び燃料集合体装荷方法 |
| CN108492896A (zh) * | 2018-03-22 | 2018-09-04 | 中国核动力研究设计院 | 一种u型管倒流特性可视化测量实验装置 |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007045618A (ja) | 2005-08-12 | 2007-02-22 | Seiren Co Ltd | 静電吸着板を用いた搬送装置 |
-
1985
- 1985-10-23 JP JP60236891A patent/JPH067194B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (10)
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|---|---|---|---|---|
| JPS6316292A (ja) * | 1986-07-09 | 1988-01-23 | 株式会社東芝 | 原子炉燃料装荷方法 |
| JPH02232595A (ja) * | 1989-03-06 | 1990-09-14 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 沸騰水型原子炉の燃料装荷方法 |
| US5271050A (en) * | 1991-05-20 | 1993-12-14 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Core construction of a boiling nuclear reaction |
| US5307387A (en) * | 1991-07-24 | 1994-04-26 | Hitachi, Ltd. | Fuel loading method and reactor core |
| US5319685A (en) * | 1992-04-29 | 1994-06-07 | Abb Atom Ab | Method for operation of a boiling water nuclear reactor |
| US6931090B2 (en) * | 2003-02-25 | 2005-08-16 | Westinghouse Electric Company Llc | Method of establishing a nuclear reactor core fuel assembly loading pattern |
| JP2013501233A (ja) * | 2009-08-06 | 2013-01-10 | アレバ・エヌペ | プルトニウム−平衡サイクルからウラン−平衡サイクルを経ることが可能であり、核燃料アセンブリに対応している加圧水型原子炉を操作する方法 |
| JP2016125971A (ja) * | 2015-01-08 | 2016-07-11 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉炉心及び燃料集合体装荷方法 |
| CN108492896A (zh) * | 2018-03-22 | 2018-09-04 | 中国核动力研究设计院 | 一种u型管倒流特性可视化测量实验装置 |
| CN108492896B (zh) * | 2018-03-22 | 2019-02-26 | 中国核动力研究设计院 | 一种u型管倒流特性可视化测量实验装置 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH067194B2 (ja) | 1994-01-26 |
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