JPS6325595A - 沸騰水型原子炉 - 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】 〔発明の目的〕 （産業上の利用分野） 本発明は沸騰水型原子炉に係り、特に、制御棒を異なっ
た中性子吸収特性を持つ２種類の制御棒群で構成し、か
つ少なくとも１種類の制御棒群には、軸方向に中性子吸
収分布を設けた沸騰水型原子炉に関する。

（従来の技術） 沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲと略記する）の炉心には多
数の燃料集合体が規則的に配設されており、４体１組の
燃料集合体で囲まれた十字状空間に制御棒を昇降さぼる
ことによって原子炉の出力分布を制御している。第５図
は炉内に配設された４体１組の燃料集合体と１体の制御
棒の横断面を示す。燃料集合体１はチャンネルボックス
３内に多数の燃料棒２を束ねて収容したもので、互いに
隣接する４体１組の燃料集合体１で囲まれた空間に十字
型の制御棒４が昇降自在に配設される。

また、第６図に示すように制御棒４は、タイロッド５に
細長いＵ字状のシース６を取付けて複数個のウィングを
形成し、このウィング内に多数の中性子吸収棒７を装填
して構成される。中性子吸収棒７は、ステンレス鋼など
の被覆管内にボロンカーバイト（８４Ｃ）等の中性子吸
収断面積の大きい物質（以下、中性子吸収材という）が
軸方向に対して−様な濃度分布で充填されており、さら
に被覆管内に一定間隔で粉末移動防止用の仕切法を配置
して構成される。また、前記中性子吸収棒７は同一長さ
のものが各ウィング内に同一本数ずつ配列され、各ウィ
ングにおける中性子吸収度が均一となるように調整され
ている。

（発明が解決しようとする問題点） 原子炉内に挿入された制御棒４には中性子束が衝突し、
中性子吸収棒７内の中性子吸収材はその中性子を吸収し
て徐々に中性子吸収能力を失う。

ところで、制御棒４は、原子炉内で−様な密度で中性子
照射を受けるものではない。そのため、従来のように制
御棒４の軸方向について−様な中性子吸収度を右するよ
うに製作された制御棒の場合は、各部位における消耗割
合が一律にならず、ある部分は未だ充分中性子吸収能力
が残存しているにも拘らず、早期に消耗する部分が発生
するためにその制御棒全体を交換し、制御棒を放射性廃
棄物として廃棄することを余儀なくされる不軽斉性があ
った。

また、ＢＷＲにおいては、固有のボイド現象によって！
ＩＩＩ御棒の中性子吸収度分布の不均一化が起るため、
原子炉停止余裕度が低下する問題も生じている。

すなわち、ＢＷＲにおいては、炉心底部からサブクール
状態にある冷却水の単相流が流入し、炉心を上方に進む
につれ、炉内の発熱により蒸気ボイドが発生し、炉心上
部ではボイド率が７０％程度の二相流となっている。そ
のため、炉心上部と下部を比べた場合炉心下部の方が中
性子の熱化が進行し、中性子ピークの位置が下部で大き
くなり、原子炉の出力も同様な分布を早する。このよう
に、炉心上部は、運転時のボイド率が高く、出力密度が
やや低くなるため燃料棒２中の核燃料物質であるＵ−２
３５の残存徂が比較的多く、またボイド率が高いことか
ら、Ｐ　ＬＪ　−２３９の生成率も高くなる。そのため
、炉心上部の核燃料物質の濃度が相対的に高くなる。

一方、核反応を制ｔｉｌ′７ｇる各制御棒の上部領域は
、運転中に強度の中性子照射を受けており、その領域に
配設された中性子吸収材は他領域と比較して消耗してい
る。

さらに、原子炉を停止した冷温時にはボイドが消失する
ことにより炉心上部の反応度が大きく変化し、一方その
反応を抑止する制御棒の中性子吸収能力が低下している
ことと相俟って炉心上部における原子炉停止余裕が低下
する問題がある。

また、ＢＷＲでは従来から炉内における燃焼度出力分布
および制御棒の中性子吸収能力を調整するために、定期
的に所定手順に従って制御棒の配置換えを実施していた
。しかし、この交換作業は多大な作業口数と労力を要し
、ＢＷＲの稼動率を低下せしめ、また、その効率的な運
転を阻害する１つの要因でもあった。

また、制御棒の交換作業は、制御棒の急激な引火きを伴
うことから、燃料棒内部に充填した意料ペレットが熱膨
張して被覆管と接触し、機械的な相互作用（ＰＣＩ現象
）を生起し、燃料棒の叶仝性を阻害する問題もある。

また、従来の核燃料は、燃焼期間が短期に設定されてお
り燃料ウランの濃縮度が低かったため、従来の制御棒で
も炉停止余裕を充分大きくすることが可能であった。

しかし、時代の要請に伴って原子力設備の稼動率の向上
をめざす運転期間の長期化と、核燃料の経済性等の理由
から燃料ウランの濃縮度を増加する傾向で設備の改良が
進められている。したがって、従来の制御棒では、炉停
止余裕が相対的に低下することが不可避であり、何らか
の対策が必要とされていた。

本発明は上記の問題点を解消するために発案されたもの
であり、中性子吸収能力を長期間維持できる寿命の長い
制御棒群を有し、さらに長期間の運転後において制御棒
の軸方向における中性子吸収材の残存量が均一であり、
原子炉停止時においても炉停止余裕を充分大きく設定で
きる上に制御棒の交換頻度が少ないため運転期間が長く
、稼動率の優れた沸騰水型原子炉を提供することを目的
とする。

〔発明の構成］ （問題点を解決するための手段） 本発明の沸騰水型原子炉は、原子炉炉心内に格子状に配
列された多数の燃料集合体と、前記燃料集合体で囲まれ
た空間に昇降自在に配設された多数の制御棒とから成る
沸騰水型原子炉において、制御棒を互いに中性子吸収特
性の異なる出力調整用制御棒と、炉停止用制御棒の２種
類の制御棒群で構成し、かつ少なくとも炉停止用制御棒
には軸方向に中性子吸収成分布を設けたことを要旨とす
る。

（作用） 上記構成のＢＷＲにおいては、制御棒を互いに中性子吸
収特性、すなわち、中性子吸収能力が異なる２種の制御
棒群に分けて構成し、少なくとも炉停止用制御棒の中性
子吸収材の軸方向分布が、予め制御棒が受ける中性子照
射子に対応して調整されている。したがって、原子炉停
止時における炉停止余裕を充分保持し、またその軸方向
分布を均一にすることが可能となり、原子炉の停止能力
および運転の安全性が向上する。

また、一定割合の制御棒には、中性子吸収特性が優れ長
寿命の中性子吸収材が充填されているため、制御棒の使
用期間を延伸することができる。

したがって、制御棒の交換頻度を低減することができ、
その結果、長期間の連続運転を可能にし、原子炉の稼動
率の向上に資する。また、制御棒の交換作業に伴う作業
員の放射線被曝凹を低減し、さらに制御棒の交換に伴う
放射性廃棄物の発生ｍを減少させることもできる。

（実施例） 以下、本発明の実施例を添付図面第１図ないし第４図を
参照して説明する。なお、制御棒自体の外観上の構成は
従来例として示した第５図および第６図と同様である。

第１図および第２図は、本発明に係るＢＷＲの炉心を部
分的に表す平面図であり、２種類の制御棒の配置例を示
す。

図において、原子炉出力運転時に出力を調整する出力調
整用制御棒８は十字に丸印の符号を付して表示され、一
方原子炉停止時に使用する炉停止。

用制御捧９は十字で表示されている。

第１図において、出力調整用制御棒８は炉心中央の制御
棒を基準として斜方向に１本おきに配置される。すなわ
ち、制御棒８本に対して１本の割合で出力調整用制御棒
８を設け、それ以外の場所には、炉停止用制御棒９が配
設される。一般に、原子炉停止中は全制御棒が挿入され
ており、万一そのうちの最大価値をもつ制御棒が挿入不
可能になっても、原子炉は十分未臨界状態に保持される
ように設計されている。原子炉の通常出力運転中　　　
゛は炉停止用制御棒９は全て全引抜位置に設定され、出
力調整用制御棒８のみが計画出力に応じて炉心に挿脱さ
れる。

第２図に示す炉心の制御棒の配置例では、出力調整用制
御棒８は炉心中心の制御棒を基準にして、縦横方向およ
び斜方向に１本おきに配置され、−力比力調整用制御捧
８以外の場所には炉停止用制御棒９が配設されている。

すなわち、炉心の最外周部を除き、全制御棒の４本のう
ち１本が出力調整用制御棒８としている。なお、出力調
整用制御棒８の周囲の４体１組の燃料集合体が制御棒の
挿税による局部的な出力変動を起すことを防止するため
に、一般に、出力調整用制御棒８の周囲には燃料寿命の
残り少い古い燃料集合体が配置されている。

第１図の制御棒配置は、原子炉の余剰反応度が小さい場
合に適し、一方第２図の制御棒配置は余剰反応度が大き
い場合に適しており、同様に他の制御棒配置についても
原子炉の規模、反応特性に応じて適宜設定される。

次に、炉停止用制御棒の中性子吸収度の軸方向分布の形
成について説明する。第３図および第４図は本発明のＢ
ＷＲの炉心部における未臨界度の軸方向分布について、
従来のｖノ御棒を使用したＢＷＲの炉心における未臨界
度と比較して説明するグラフである。

第３図（ａ）は軸方向に一様な中性子吸収度を有するよ
うに調整された従来の制御棒を使用して原子炉を所定期
間運転した優における炉心の未臨界度の軸方向分布を示
している。ここで、未臨界度は臨界状態に至るまでのｉ
、ＩＪ　ｌｆｌ　ｆｆｉの幅を示し、原子炉停止余裕に
対応する。

第３図（ａ）のグラフから未臨界度は炉心上端部および
下端部において大であり、上端より若干下った位置で最
小となっている。

前述したようにＢＷＲでは、出力運転中にボイドが発生
した部位は、出力茫度が相対的に低下し、核燃料の燃焼
が遅れる。さらに、ボイド率が高い部位においては、Ｐ
ｕ−２３９の生成率が高くなる。このため、炉心の上部
は下部と比較して核分裂性物質の伍が相対的に多くなり
、加えて原子炉を停止した時点でボイドが消失し、炉心
上部の反１応度が大きくなり、その部分における原子炉
停止余裕が低下する。

本発明のＢＷＲにおいては、上記したような炉心の軸方
向の未臨界度分布を考慮して′Ｆｉ停止用制御棒の軸方
向の中性子吸収度分布を設定している。

この中性子吸収度分布を形成する第１の方法は、炉停止
用制御棒に装填する中性子吸収棒の配列本数を増減する
方法である。

すなわち、第３図（Ｃ）に示すように、従来の原子炉の
未臨界度軸方向分布面ｌ！（第３図（ａ））に概略近似
した折線状に中性子吸収棒７の充填本数と長さを決定す
る。つまり、未臨界度（炉停止余裕）が小さい部位に充
填する中性子吸収棒の本数を増やしている。

このように、炉停止用制御棒に充填する中性子吸収棒の
本数を増減して軸方向の中性子吸収度を調整しであるの
で、このυＪＩＩＩ捧を使用した原子炉を所定期間運転
後にお（プる未臨界度軸方向分布は第３図（ｂ）にて実
線で示すようになる。すなわち、破線で示す従来のＢＷ
Ｒにおける分布曲線と比較して炉停止余裕の軸方向分布
がほぼ一様になり、ＢＷＲの炉停止能力が大幅に向上す
る。

なお、現存する［３ＷＲの原子炉制御棒における中性子
吸収棒７を増加できる本数１よ、燃料集合体１と制御棒
４との配列ｈ１成の標準仕様の関係から約４本である。

したがって、既存のＢＷＲに本発明を適用する場合はこ
の範囲内で中性子吸収棒の増減を調整することができる
。

中性子吸収度分布を形成する第２の方法は、制御棒に中
性子吸収板を装填し、その中性子吸収板に所定の分布を
もって透孔または凹陥部を設ける方法である。すなわち
、第４図（ａ）に示す従来のＢＷＲの炉心軸方向未臨界
度分布に対応して、第４図（Ｃ）に示すように、中性子
吸収板１０に透孔または凹陥部を設は中性子吸収度の分
布を形成するものである。

すなわち、炉心上部で未臨界度が低く炉停止余裕が小さ
い部分に対応する中性子吸収板１０の部位には、小径の
透孔１１を所定分布で必要に応じて設ける。反対に未臨
界度が大きい部分に対応する中性子吸収板１０の部位に
は大径の透孔１２を穿設してその部分の中性子吸収材の
８吊を減じる。

なお、透孔１１．１２の代りにプレス加工等により、所
定部位を押圧することによって凹陥部を形成してもよい
。

上記のように吸収吸収板１０を加工することにより中性
子吸収板１０はその軸方向の中性子吸収度を原子炉停止
余裕の小さい所では大きく、一方、炉停止余裕の大きい
所では小ざく分布させることができる。

なお、中性子吸収板１０は、従来の中性子吸収棒７の代
りに制御棒４の各ウィング内に装填される。

上記のように加工された中性子吸収板１０が装填された
炉停止用制御棒９を使用した原子炉を所定期間運転した
後における炉心の未臨界度軸方向分布は第４図（ｂ）に
て実線で示すようになる。

すなわち、破線で示した従来のＢＷＲにおける分布曲線
と比較して、炉停止余裕の軸方向分布が均一に改善され
、炉停止能力が大幅に向上する。

なお、中性子吸収板１０の材料としては、ハフニウム（
Ｈｆ）、銀・インジウム・カドミウム合金（Ａｇ−Ｉ　
ｎ−Ｃｄ）、ユウロピウム酸化物（Ｅｕ２Ｏ３）および
ジスプロシウム酸化物（Ｄｙ２Ｏ３）が単体または２種
類以上複合化されて使用される。使用基準は各物質の中
性子吸収断面積、中性子吸収能力の持続性（寿命）、耐
食性、熱・放射線に対する安定性などが総合的に勘案さ
れて決定される。

また、中性子吸収成分布を形成する他の方法としては、
図示しないが、中性子吸収特性の異なった各種の中性子
吸収材をペレット化し、中性子吸収強度に応じて制御棒
内に分散して充填する方法も考えられる。

具体的には、未臨界度が小さい部位に対応する制御棒の
部分には、例えば、ハフニウム、Ｂ−１０１１縮ボロン
カーバイド、ユウロピウム酸化物などの中性子吸収強度
を右するペレットを充填し、反対に未臨界度の大きい部
位の対応部分には、例えばステンレス鋼、ジルカロイ、
酸化ハフニウムなどで形成した中性子弱吸収特性を有す
るペレットを充填することにより中性子吸収成分布を形
成してもよい。

このように、制御棒の軸方向の中性子吸収成分布が炉停
止余裕を補うように予め調整されているので、本発明の
ＢＷＲによれば、従来のＢＷＲと比較して炉停止余裕の
軸方向分布はほぼ一様にすることができる。すなわち、
炉停止余裕の軸方向分布が小さくなる部位では中性子吸
収度の高い中性子吸収材を装填し、反対に炉停止余裕の
大ぎな部位には中性子吸収度の低い中性子吸収材を装填
し、炉心全体の炉停止余裕を増大化することができる。

また、上記制御棒によれば、制御棒上部の中性子吸収度
が従来のものと比較して大きく設定されるため、原子炉
スクラム時において、炉心に負の反応度が作用すること
となるため、スクラム操作に対する原子炉の応答特性が
向上する。

また、出力調整用制御棒８についても、炉停止用制御棒
９と同様にして原子炉出力運転時の炉心軸方向の出力分
布を考慮し、中性子吸収成分布を形成し、各部位におけ
る中性子吸収材の消耗９１合を均一化することができる
。すなわち、炉心軸方向出力分布の小さな部位において
は、中性子吸収棒の装填本数を減少させるか、あるいは
中性子弱吸収特性を有する中性子吸収材を充填して反応
度を低下せしめることもできる。これにより、不必要な
出力抑制を排除でき、製作材料費のコスト低減も図れる
。特に制御棒の全域において、中性子吸収能力が一様に
消尽するように調整できるので制御棒交換に際して材料
に無駄がなく、さらに放射性廃棄物の発生量が抑止でき
る。

また、炉停止用制御棒は、ハフニウムなどの長寿命型中
性子吸収材で構成される。さらに、炉停止用制御棒は、
通常運転中は使用しないので高速中性子に長期間照射さ
れることもないため、制御棒としては半永久的に使用さ
れる。したがって、制御棒の配置換えおよび交換作業の
対象は中性子照射によって短期間に寿命が終わる出力調
整用制御棒のみに限定される結果、作業が簡素化し、ま
たそれらの作業を行なう作業員の被瞑線最の減少が図れ
、かつ制御棒交換に伴うＭ射性廃棄物の発生量も減少さ
せることができるなど多くの効果を発揮する。

（発明の効果〕 以上説明したように、本発明による沸騰水型原子炉によ
れば、制御棒を互いに中性子吸収特性の異なる２種類の
制御棒群に分け、原子炉停止用制御棒には軸方向の中性
子線の照射量に対応した中性子吸収反応度を設けている
ので、原子炉の長期間運転後においても制御棒の中性子
吸収反応度の低下率が少なく、従来の原子炉と比較して
炉停止余裕を大幅に増大できる。また、核燃料の高濃縮
度化、原子炉の運転期間の長期化にも充分対応できる炉
停止能力が保証され、さらに原子炉の稼動率の向上にも
資するものである。

【図面の簡単な説明】

第１図および第２図は本発明に係るＢＷＲの炉心を示す
部分平面図、第３図および第４図は本発明に係る８ＷＲ
の炉心の未臨界度の軸方向分布について、従来の炉心と
比較して説明するグラフ、第５図は制御棒と燃料集合体
の位置関係を示す断面図、第６図は原子炉用制御棒の全
体斜視図である。 １・・・燃料集合体、２・・・燃料棒、３・・・チャン
ネルボックス、４・・・制御棒、５・・・タイロッド、
６・・・シース、７・・・中性子吸収棒、８・・・出力
調整用制御棒、９・・・ｆｉｆＪ停止用υ１ｙ１１棒、
１０・・・中性子吸収板、１１・・・小透孔、１２・・
・大透孔。 □骨４−−■□ 出願人代理人　　　波　多　野　　　久第１図 ′：ａ２図 Ｉ！６　　図

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉炉心内に格子状に配列された多数の燃料集合
   体と、前記燃料集合体で囲まれた空間に昇降自在に配設
   された多数の制御棒とから成る沸騰水型原子炉において
   、制御棒を互いに中性子吸収特性の異なる出力調整用制
   御棒と、炉停止用制御棒の２種類の制御棒群で構成し、
   かつ少なくとも炉停止用制御棒には軸方向に中性子吸収
   度分布を設けたことを特徴とする沸騰水型原子炉。 ２、炉停止用制御棒は、炉停止余裕の軸方向分布が小さ
   くなる部位には中性子吸収度を大きく設定し、また炉停
   止余裕の軸方向分布が大きくなる部位には、中性子吸収
   度を小さく設定した特許請求の範囲第１項記載の沸騰水
   型原子炉。 ３、中性子吸収度分布は、制御棒に装填する中性子吸収
   棒の配列本数を増減して形成する特許請求の範囲第１項
   記載の沸騰水型原子炉。 ４、中性子吸収度分布は、制御棒に装填する中性子吸収
   板に所定の分布をもって透孔または凹陥部を設けて形成
   する特許請求の範囲第１項記載の沸騰水型原子炉。 ５、中性子吸収板は、ハフニウム（Ｈｆ）、銀・インジ
   ウム・カドミウム合金（Ａｇ−Ｉｎ−Ｃｄ）、ユウロピ
   ウム酸化物（Ｅｕ＿２Ｏ＿３）およびジスプロシウム酸
   化物（Ｄｙ＿２Ｏ＿３）より選ばれた１種類または２種
   類以上の中性子吸収物質から成る特許請求の範囲第４項
   記載の沸騰水型原子炉。