JPS63133096A - 加圧水型原子炉の炉心の制御方法 - 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】 産業上の利用分野 本発明は、二酸化ウランＵＯ２の集合体と、混合された
ウラン及びプルトニウムの酸化物Ｕｏ２−Ｐｕｐ２の集
合体との画集合体によって加圧水型原子炉の炉心が形成
されている場合に、前記炉心の制御、即ち管理、を可能
にする新規な方法に関する。

従来の技術 加圧水型原子炉に於ては、その炉心は現在のところ二酸
化ウランのペレツトを収容した燃料棒を有する複数の集
合体で形成されている。９００ＭＷ型原子炉は１５７個
の集合体を有しており、各集合体は２６４木の燃料棒を
保持している。

このような原子炉の炉心の管理、即ち制御、を確実とす
るために瑛在最も広く適用されている方法は、例えば継
続期間がそれぞれ１年である各照制サイクルの終了時点
に於てそれぞれ集合体の１／３を取り替えるとともに、
これと同時に残りの集合体を配置替えすることを含んで
いる。このようにして、集合体の各々は炉心から取り出
される迄に３つの照射サイクルの下に置かれるのである
。従って、炉心の管理は、例えば９００ＭＷ型原子炉の
場合では２６４本の燃料棒を有している集合体の基本数
（ｅｌｅｍｅｎｔａｒｙ　ｑｕａｎｔｉｔｙ　）に基づ
くものとして行われるのである。

この現在使用されている方法に於ては、集合体の各々は
二酸化ウランＵＯ２のペレツトを収容した燃料棒で形成
されており、これらは！Ｅｌ造時に於ては総てが同じウ
ラン２３５の含有量（例えば３．２５％）を有している
。

更に又、原子炉内にて起こる核分裂反応でウラン２３８
の一部がプルトニウムに変換することは知られている。

その結果として、これらが炉心から取り出されるときに
は、集合体は大間のプルトニウムを含有しているのであ
り、これらのプルトニウムは引き続く再処理にて核燃料
として再び使用できるのである。

それ攻に、混合されたウラン及びプルトニウムの酸化物
ＵＯ２−ＰｕＯ２を収容した燃料棒による新たな集合体
を製造するために、加圧水型原子炉に於て照射済（１ｒ
ｒａｄｉａｔｅｄ）の二酸化ウランＵＯ２の集合体内に
生じたプルトニウムをリザイクルすることが意図される
のである。このような混合された酸化物ＵＯ２−Ｐｕｏ
２の集合体は、例えば加圧水型原子炉に於る炉心の大体
１／３を構成するようになされ、これに対して残る２、
／３は従来のような二酸化ウランの集合体で形成される
ようになされる。

ウラン及びプルトニウムの異なる物性に関連した理由に
より、混合された酸化物ＵＯ２−Ｐｕ０２の集合体が一
定のプルトニウム濃度を有していたならば、炉心には複
数のホットポイントを生じることになる。そのために。

プルトニウムのりサイクルを基礎とするこの新規な方法
は、混合されたウラン及びプルトニウムの複数の集合体
がそれらの中央部のものから周辺部のものへ向けて異な
るＰｕｌｌｌ度とされた幾つかの領域に細分されること
を予測するのである。これらの複数の果合体は混合され
た酸化物ＩＪＯ−ＰｕＯ２のペレツトを収容した燃料棒
により、中央領域から周辺領域へ向けてプルトニウム濃
度が次第に減少する例えば３つの同心的な領域を形成す
ることによっで、構成されることができるのである。

それ故に、それぞれ異なるプルトニウム濃度の混合され
た酸化物ＵＯ−Ｐｕ０２のペレツトを収容する３種類の
燃料棒で形成されたこのような複数の集合体を使用して
、加圧水型原子炉の炉心のそれぞれほぼ１／３を構成す
ることが意図されるのである。他の集合体と同様に、こ
れらの集合体に於る１／３のみが各サイクルに於て交換
されるのであり、従ってそれらの総合的な照射時間は３
サイクルにわたるのである。このために、炉心の現在性
われている管理によるのと同様に、導びかれる基本数（
ｅｌｅｍｅｎｔａｒｙ　ｑｕａｎｔｉｔｙ　）はここで
も全体として考慮される集合体に係わるものとなるので
ある。

従来の技術の問題点 この新規な方法は、プルトニウムのリサイクルを可能に
するという本質的な利点を有しているが、欠点も有して
いるのである。即ち、各照射サイクルの終了時点に於て
は、異なる形式（例えば３種類）の燃料棒から作られて
いる新しい混合された酸化物ＵＯ−ＰｕＯ２の集合体を
炉心へ挿入しなければならないのである。従って、これ
らの各各の新しい集合体のために、異なるプルトニウム
濃度を有する燃料棒を製造すること、及び、この結果と
してこれらの集合体を製造する製造コストが高くなるこ
と、が予測される。

更に、集合体に於る燃料棒の一つに生じた容器破壊によ
って該集合体を原子炉の炉心から取り出す必要性を無く
すことを確実となすために、又、集合体のデキャニング
作業を容易となすために、ここ数年にわたって分離（ｄ
ｉｓｍａｎｔｌａｂｌｅ）できる集合体が開発されてき
ており、この集合体に於ては集合体構造部、即ちフレー
ム枠組、を壊すことなく燃料棒が交換できるのである。

例えば、フランス国原子力委員会（’ＣＯＩＩ１ｍｉＳ
ａｒｉａｔ　ａビＥｎｅｒｇｉｅへｔｏｍｔｑｕａ＞の
論文集（ｃｏｌｌｅｃｔｉｏｎ）に於るギュイ・ドウル
ヴオン（Ｇｕｙ　ＤＲＥＶＯＮ＞の指導の下で［普通の
水（Ｉｌ水）による原子炉Ｊ　　（Ｌｅｓ　ｒｅａｃｔ
ｅｕｒｓｎｕｃｌｅａｉｒｅｓ　ａ　ｅａｕ　ｏｒｄｉ
ｎａｉｒｅ）と題され、１９８３年にイロール（Ｅｙｒ
ｏｌｌｅｓ）によって出版された論文の第５４６頁〜第
５４９頁に記載されているＡ　Ｆ　Ａ　（Ａｄｖａｎｃ
ｅｄ　Ｆｒｅｎｃｈ　八ｓｓｅｍｂｌｙ、発展されたフ
ランス式の組立体）と称される形式の集合体を参照され
たい。

発明の目的 それ故に、本発明は、濃縮度の異なる幾つかの同心的な
領域により形成されている、混合された酸化物ＵＯ２−
Ｐｕｏ２の集合体によって部分的に構成された加圧水型
原子炉の炉心を制御、即ち管理、するための新規な方法
に係わり、この方法は分離可能な集合体を使用すること
によって、炉心の最初の装填時以外に於て、単一濃縮度
の混合された酸化物ＵＯ２−Ｐｕｐ２のペレットを収容
した一種類の燃料棒を製造することを可能にするのであ
る。

発明の概要 本発明によればこの目的は、分裂性物質のペレツトを収
容した一群の燃料棒をそれぞれ有している複数の分離可
能な集合体で形成されている加圧水型原子炉の炉心の制
御方法であって、先ず最初に、燃料棒が酸化ウランのペ
レットを収容している少なくとも一つの第一形式の集合
体と、燃料棒が混合されたウラン及びプルトニウムの酸
化物のペレットを収容していて、これらの燃料棒が、中
央の領域から周辺の領域へと外側へ向かってプルトニウ
ム濃度が低減するように少なくとも二つの領域がプルト
ニウム濃度の異なる混合された酸化物のペレツトを収容
するように、配置されている第二形式の集合体とを炉心
内部に配置し、これらの集合体を複数の連続した照射サ
イクルの下に置き、これらの各々の照射サイクルに引き
続いて第二形式の集合体に於る各領域の各燃料棒を該集
合体の外側へ向けて隣の領域へと周期的に移動させ、周
辺の領域に位置されていた燃料棒は取り出すとともに、
中央の領域に最初に配置された燃料棒のプルトニウム濃
度と等しいプルトニウム濃度を有する混合された酸化物
のペレツトを収容する新しい燃料棒を前記中央の領域に
配置するようになす段階を包含することを特徴とする加
圧水型原子炉の炉心の制御方法の結果として達成される
のである。

明らかなように、この方法は加圧水型原子炉の炉心のた
めの標準的な制御、即ち管理、と重なっているのである
。これにＪ：す、本発明によって各サイクルの終わりに
行われる混合された酸化物の集合体の各々に係わる内部
的な制御は、総ての炉心集合体の全体的な制御によって
達成されるのである。更に詳しくは、二酸化ウランの集
合体の部分は各サイクルの間に交換されるのであり、そ
の他の集合体は、例えそれらが二酸化ウラン或いは混合
されたウラン及びプルトニウムの酸化物のものであろう
とも、最適な均等出力分布を得るために配置替えされる
のである。これらの集合体の全体的な管理は従来の特徴
であり、本発明の一部をなすものではない。

本発明の方法は混合された酸化物ＵＯ２−ＰｕＯ２の複
数の集合体の、異なる領域に於る燃料棒の配置の管理を
可能にし、多大の利点を有するのである。

先ず第一に、原子炉の寿命がある間、単一の濃縮度を有
する混合された酸化物ＵＯ２−ＰｕＯ２のペレットを収
容する一種類の燃料棒が製造されれば良く、それ故に製
造コストが格段に低減されるのである。

更に、混合された酸化物ＬＩ　Ｏ２Ｐ　ｕ　Ｏ２のペレ
ツトを収容する燃料棒の総ては、それらが構成している
集合体の異なる領域へと次々と送られる。

これにより、それらの照射は非常に類似することになり
、核燃料がより良い状態で使用できることになる。これ
らの集合体の平均的な特性は、それらの寿命の間を通じ
て殆ど変化されず、それ故に炉心の全体的な制御が改善
できるのである。

更に加えて、この方法は混合酸化物のペレット及び相当
する集合体のスケルトン独自に制御できるようになすの
である。最後に、プルトニウム含有量の関数として中性
子の増倍の進展が非線型の特性であると考えれば（この
増倍の係数は成る濃度を超えた後は実質的に一定となる
）、原子炉内に存在するプルトニウム量は減少する°の
である。

本発明は限定する対象ではない実施例及び添付図面を参
照して以下に更に詳しく説明される。

友１叢皮ｌ」 本発明の方法は、機械的強度の知られた複数の集合体を
使用するのである。それ故に、この構造の詳細について
は記述しない。

本発明を良く理解するために、加圧水型原子炉の炉心を
構成している集合体は、燃料棒の束、即ち群、を支持し
位置決めする枠組、即ち構造体、によって基本的に構成
されていることのみが指摘されるのである。この構造体
は通常は、下端フィッティング、上端フィッティング及
び中間の格子、即ち回折格子を含んで構成されており、
これらの構成要素はガイドチューブによって連結されて
いる。ガイドチューブは又、原子炉の炉心内での分裂反
応をチェックするような様々な機能を遂行するグラブネ
ル（爪付器具）に属する可動ロッドを受は入れる働きも
なすのである。

構造体によって支持されているこれらの燃料棒は容器（
ｃａｎ　）を有し、この容器内部に核燃料ペレットのス
タックが配置されるのであり、この容器はプラグによっ
て両端をシールされている。

一般に、加圧水型原子炉の集合体は矩形断面を有してお
り、又、炉心を形成するために垂直方向に並べて配置さ
れている。

本発明の制御、即ち管理、の方法を実現可能にするため
に、上記集合体は分離可能とされている。

更に詳しくは、上端フィッティングが構造体のその他の
部分から分離でき、これにより燃料棒の交換ができるよ
うになしているのである。このような分離可能な集合体
は知られている。前述したように、ＡＦ△形式の集合体
がこの範驕に属するのである。しかしながらその他の形
式の分Ｉ！１１可能な集合体を使用することもできる。

本発明によれば、加圧水型原子炉の炉心を構成する集合
体として、二つの形式のものがある。第一形式の集合体
は二酸化ウランＵｏ２のペレツトを収容した燃料棒によ
って構成されている。この集合体は、大半の加圧水型原
子炉に現在使用されているものと同じであり、この集合
体は例えば炉心の大体２／３を形成するのである。第二
形式の集合体は、例えば炉心の残る１／３を形成するも
のであって、二酸化ウランの集合体が照ｆ８後に生じた
プルトニウムをリサイクルすることによって製造された
燃料を使用するのである。更に詳しくは、この集合体の
燃料棒はＵ合されたウラン及びプルトニウムの酸化物Ｕ
Ｏ−ＰｕＯ２のペレツト収容している。

炉心に於る両方の形式の集合体の並置を考慮するために
、又、ホットポイントの形成を防止するために、混合さ
れたウラン及びプルトニウムの酸化物の集合体は第１ａ
図に示す特別な方法によって製造される。第１ａ図及び
第１ｂ図を簡明化するために、先に説明した集合体の構
造は考慮に入れていない。斜線面積部分は燃料棒部分に
相当し、これらの燃料棒装置の総ては各領域にて同様に
構成されており、又、枠組即ち構造体は図示されていな
い。

このようにして、例えば第１ａ図に示した集合体１０の
ようなこれらの混合酸化物の集合体の各各は、炉心の最
初の装填に際しては、燃料棒内に収容されている混合酸
化物ペレツトに於るプルトニウム濃度が相違する幾つか
の同心的な領域を有しているのである。更に詳しくは、
この濃度は集合体の中央部から周辺部へ向かって低減さ
れているが、各領域内にあってはこの濃度は均一とされ
ている。

例として第１ａ図に示した実施例に於ては、集合体１０
はプルトニウム濃度の異なる三つの同心的な領域を有し
て構成されている。従って、この集合体の中央部から周
辺部へ向かって、中央領域１２、中間領域１４及び周辺
領域１６が形成されている。領ｌＲ１２，１４及び１６
の寸法は、各領域が同じ数の燃料棒を収容できるように
決定されるのである。

第１ａ図に示した原子炉に於る最初の装填に際しては、
中央領域１２は同じ新しい燃料棒Ｃ１が装填されるので
あり、この燃料棒は混合された酸化物Ｕ　Ｏ２Ｐ　ｕ　
Ｏ２のペレツトを収容するものであって、そのプルトニ
ウム濃度は領域１４及び１６よりも高くされている。こ
の領域１２に於て、最初のプルトニウム濃度は、例えば
約４％とすることができる。

同様に、中間領域１４に装填される燃料棒Ｃ２内に収容
されている混合された酸化物Ｕ０２−ＰｕＯ２のペレツ
トのプルトニウム濃度は、周辺領域１６に装填される燃
料棒Ｃ３内に収容されているペレツトのプルトニウム濃
度よりも高い。前述した実施例に於ては、領域１４及び
１６に於る初期濃度はそれぞれ３％及び２％に近い値と
することができる。

照射サイクルが終了すると１９例えば炉心の゛最初の装
填から約１年後、各領域１２．１４及び１６に於る混合
されたウラン及びプルトニウム酸化物の集合体１０のプ
ルトニウム濃度は低下している。

更に詳しくは、領域１２に配置された燃料棒Ｃ１のプル
トニ・クム濃度は、中間領１Ｉｉ１１４に於る燃料棒Ｃ
２の初期濃度（前述の例では約３％）に極めて接近して
いる。同様に、中間領１ｉＩ！１４に於る燃料棒Ｃ２の
プルトニウム濃度は、周辺領域１６に於る初ｌｌｌ］溌
度（前述の例では約２％）に極めて接近している。最後
に、周辺領域１６に於る燃料棒Ｃ３のプルトニウム濃度
も又、初期値よりもかなり低下しているのである。

本発明によれば、又、第１ｂ図に示されるように、混合
されたウラン−プルトニウム酸化物の集合体１０の各々
はしかる後分離され、次に述べる作業が行われるのであ
る。即ち、 周辺領域１６に位置している燃料棒Ｃ３を取り出しく第
１ｂ図に矢印Ｆ１）、 中間領域１４から燃料棒Ｃ２を周辺領域１６へ移動しく
矢印Ｆ２）、 中央部１ｉｉ！１２から燃料棒Ｃ１を中間領域１４へ移
動しく矢印Ｆ３）、そして、 新しい燃料棒Ｃ４を中央領域１２に装填する（矢印Ｆ４
）、 のである。

集合体１０の中央ｇＡｉｉｉ１２へ挿入されるこの新し
い燃料棒Ｃ４は総て同じものであって、一定のプルトニ
ウム濃度を有する混合された酸化物ＩＪＯ−ＰｕＯ２の
ペレツトを収容していて、この濃度は中央領域１２の初
期のプルトニウムＱ度と同じ濃度である。前述の例では
、この濃度は約４％である。

この濃度は、従来の方法によるだけで管理される混合さ
れた参加物の集合体のプルトニウム濃度の平均的な値よ
り６低いことに注目されねばならない。このように、現
在の例に於ては、この平均的な値は約４．５％であり、
これに対して中央領域１２に配置される燃料棒Ｃ１及び
その次の０４のプルトニウム濃度は約４％である。照射
サイクルのそれぞれの終了時に前述の作業が繰り返され
る。

このようにして、本発明によれば、混合された酸化物の
集合体１０に於る燃料棒の位置が管理、即ち制御、され
るのである。これは、原子炉の初期装填とは別に、混合
された酸化物ＵＯ２−ＰＵＯ２のペレットを収容した燃
料棒がその集合体に挿入されることで行われる。従って
、集合体１０を完全に交換するような従来の管理に比較
して、即ち、原子炉の寿命のある限り集合体１０の領域
の各々に応じた幾つかの種類の燃料棒を製造することが
必要となるのに比較して、製造コストをかなり低減でき
るのである。

明らかなように、本発明は各集合体１０が三つの同心的
な領域に細分された説明した実施例に限定されるもので
はない。即ち、領域の数は二酸化ウランの集合体が受ｔ
ノる放射サイクルの数と等しいのである。これにより、
混合されたウラン−プルトニウム酸化物の集合体も又、
このサイクルの数の関数として二つ又は少なくとも四つ
の同心的な領域で形成できるのである。これらの集合体
の内部管理、即ち制御、は依然として同じである。

従って、各サイクルの終了時に、周辺領域の燃料棒は取
り出され、その他の領域の燃料棒はその集合体に於る外
側へ向けて隣の領域へと移動されるのである。この結果
として空所となった中央領域は、単一の濃縮度を有する
新しい燃料棒を装填されるのである。

既に説明したように、混合された酸化物ＵＯ２−Ｐ　ｕ
　Ｏ，、の集合体に於る燃料棒の分布の本発明による管
理は、炉心内の集合体の全体的な管理に加えて行われる
。この全体的な管理の原理は、加圧水型原子炉に通常採
用されているものと比較して相違はない。本発明はこの
全体的な管理を簡単化する蛍光を有することのみ指摘で
きるのである。

何故ならば、炉心を形成する集合体の例えばほぼ１／３
を占める混合された酸化物ＵＯ２−ＰｕＯ２の集合体の
平均的な特性が長期にわたって殆ど進展しないからであ
る。このようにして、これらの集合体は各サイクルの終
了時に成る部分範囲を新しい状態に回復されるのに対し
、従来の二酸化ウランの集合体は三回の連続した照射サ
イクルの終了後にのみ交換されるのである。

発明の効果 本発明による混合された酸化物の集合体に於る燃料棒の
この管理方法は、各燃料棒をその集合体の他の領域へ次
々と送ることを可能にする。それ故に、これらの燃料棒
は取り出されたときに極めて似かよったｔＪ１射を有す
るのである。この特徴は三回の連続した照射サイクルに
わたって炉心に継続して残される混合された酸化集合体
と比較して燃料の良好な使用が予測できる。このように
してプルトニウムの含有量の関数である中性子の倍増が
、その含有Ｍの増加に際してよりゆっくり増加するとい
う事実に鑑みて、各サイクル毎に混合された酸化物の集
合体に於る中央領域へ導入される燃料棒のプルトニウム
濃度は、幾つかの連続したサイクルにわたって炉心に継
続して残される混合された酸化物の集合体に於る濃度の
平均値を下回るのである。例えば、この平均温度が約４
．５％であれば、４％に近い濃度で足りるのである。

最後に、本発明は混合された酸化物の集合体のための枠
組を幾つかのサイクルにわたって再使用できるようにな
す°のであり、この回数はその枠組の劣化によって決ま
るということに注目されたい。

この特徴は又、製造コストの低減を助けるのである。

【図面の簡単な説明】

第１ａ図は、加圧水型原子炉の炉心に最初に装填された
ときのような混合された酸化物ＵＯ２−ｐｕｏ２の集合
体の一部を示す慟めて図解的な縦断面図。 第１ｂ図は、集合体の照射サイクルの終了時に本発明に
よって行われる第１ａ図の集合体に対する燃料棒の操作
を図解的に示す第１ａ図と対比ざれる断面図。

Claims (5)

【特許請求の範囲】
1. （１）分裂性物質のペレツトを収容した一群の燃料棒を
   それぞれ有している複数の分離可能な集合体で形成され
   ている加圧水型原子炉の炉心の制御方法であつて、先ず
   最初に、燃料棒が酸化ウランのペレツトを収容している
   少なくとも一つの第一形式の集合体と、燃料棒（Ｃ＿１
   、Ｃ＿２、Ｃ＿３）が混合されたウラン及びプルトニウ
   ムの酸化物のペレツトを収容していて、これらの燃料棒
   は、少なくとも二つの領域（１２、１４、１６）が中央
   の領域（１２）から周辺の領域（１６）へと外側へ向か
   つてプルトニウム濃度が低減するようにプルトニウム濃
   度が異なる混合された酸化物のペレツトを収容するよう
   に、配置されている第二形式の集合体（１０）とを炉心
   内部に配置し、これらの集合体（１０）を複数の連続し
   た照射サイクルの下に置き、これらの各々の照射サイク
   ルに引き続いて第二形式の集合体に於る各領域（１２、
   １４）の各燃料棒（Ｃ＿１、Ｃ＿２）を該集合体の外側
   へ向けて隣の領域（１４、１６）へと周期的に移動させ
   、周辺の領域（１６）に位置されていた燃料棒（Ｃ＿３
   ）は取り出すとともに、中央の領域（１２）に最初に配
   置された燃料棒（Ｃ＿１）のプルトニウム濃度と等しい
   プルトニウム濃度を有する混合された酸化物のペレツト
   を収容する新しい燃料棒（Ｃ＿４）を前記中央の領域に
   配置するようになす段階を包含することを特徴とする加
   圧水型原子炉の炉心の制御方法。
2. （２）同じ数の燃料棒（Ｃ＿１、Ｃ＿２、Ｃ＿３、Ｃ＿
   ４）が第二形式の集合体（１０）の領域（１２、１４、
   １６）のそれぞれに配置されていることを特徴とする特
   許請求の範囲第１項に記載の炉心の制御方法。
3. （３）第二形式の集合体（１０）の燃料棒が三つの同心
   的な領域（１２、１４、１６）に配分されていることを
   特徴とする特許請求の範囲第１項に記載の炉心の制御方
   法。
4. （４）集合体のそれぞれが燃料棒を支持するための分離
   可能な構造体を有しており、又、第二形式の集合体（１
   ０）は複数の照射サイクルの後に変化され、この変化は
   該集合体の燃料棒（Ｃ＿１、Ｃ＿２、Ｃ＿３、Ｃ＿４）
   が受けた照射サイクルの数によつて決まることを特徴と
   する特許請求の範囲第１項に記載の炉心の制御方法。
5. （５）第一形式の集合体が与えられた回数の照射サイク
   ルを受けた後に交換され、第二形式の集合体の領域（１
   ２、１４、１６）の数が該サイクルの回数に等しいこと
   を特徴とする特許請求の範囲第１項に記載の炉心の制御
   方法。