JPS6327673B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 原子炉の炉心は、普通数百の燃料棒の束を含ん
でいる。燃料棒の各束は複数個の燃料棒から成つ
ている。沸騰水型原子炉は、普通８×８本の燃料
棒を含む燃料棒の束を使用し、ときには６×６
本、７×７本、または９×９本の燃料棒の束が使
用される。加圧水型原子炉は15×15本、16×16
本、または17本×17本の燃料棒を含む燃料棒の束
を使用する。これら燃料棒の１本以上は、エネル
ギ発生とは別の機能を有する不活性の棒または管
と取り替えることができる。各燃料棒は外被管の
中に互いに積み重ねられた多数の燃料ペレツトを
含み、外被管は普通ジルカロイで作られている。
各燃料棒の束の中で、燃料棒は底板と頂板の間に
配列され、それらの板にタイロツドと呼ばれるい
くつかの燃料棒が堅く取り付けられている。沸騰
水型原子炉では、燃料棒の束は燃料チヤネルによ
つて囲まれ、燃料チヤネルは普通ジルカロイで作
られている。チヤネルの内側に、燃料棒は垂直方
向に適当な距離に置かれたスペーサによつて横方
向に互いに所要距離を置いて保持されている。

原子炉内の燃焼が、受け入れられる炉心の反応
度の最小限度に達したとき、燃料の部分的補充が
行なわれる。取り替えられる燃料の量と取り替え
る燃料の核分裂可能の濃縮度を適当に考量するこ
とによつて、次の燃料補充時まである程度のエネ
ルギ出力を可能にする過剰反応度が実現される。
沸騰水型原子炉の燃料の部分的補充では、たとえ
ば、普通作動の二年目の終りから各作動年（また
は他の適当な作動期間）に、燃料の１／５を取り
替えることができる。これは、例示の場合の燃料
は平衡状態のあいだ５年間炉心にとどまるが、初
期状態の間に取り替えられる燃料の部分はより短
期間、３年ないし４年使用されることを意味す
る。

今まで燃料の補充は常に、放射した燃料棒の束
が炉心から除去され、そして放射しない燃料を有
する新しい燃料棒の束が、普通炉心の中の残つた
燃料棒の束の適当な再配置ののちにつくられた空
所の中に挿入されて行なわれた。燃料棒の束のこ
の再配置は、原子炉が炉心の中に最適の仕事率分
布と最適の反応度を有するようにするために行な
われる。炉から除去された放射した燃料棒の束
は、次いで貯蔵に向けられて残つた核分裂性物質
を利用するために最後の再処理を待つた。

本発明は、既に燃焼した燃料棒の束からの燃料
棒で新しい燃料棒の束を構成し、そしてこのよう
に構成された燃料棒の束を原子炉の中でさらに一
つまたはいくつかの作動期間使用することによつ
て、燃料コストをかなり節約することができる、
という認識に基づくものである。達成できる燃料
コストの節約は、各原子炉につき１年に数百万ス
エーデンクローナに達する。

本発明によれば、複数個の燃料棒でつくられた
複数個の燃料棒の束を包含する炉心を有する軽水
沸騰型原子炉の中の燃料を補充する方法にして、
少なくとも一つの燃焼した燃料棒の束を、前記炉
内で燃焼した燃料棒の束からの燃料棒で少なくと
も部分的に構成された燃料棒の束と取り替え、燃
料として二酸化ウランと任意の二酸化プルトニウ
ムとを有する軽水沸騰型原子炉のために前記構成
された燃料棒の束を構成するとき、前記燃焼した
燃料棒の束が燃料中のウラン及び任意のプルトニ
ウムの最初の重量の1.75％のU235、Pu239及び
Pu241の形態の核分裂性物質の最大含量を有する
ように且つこのように構成された燃料棒の束の中
の核分裂性物質の平均含量が前記構成された燃料
棒の束によつて取り替えられた燃料棒の束の中の
核分裂性物質の平均含量より高いように、選択す
ることを特徴とする原子炉の中の燃料を補充する
方法が提供される。本発明を十分に利用するため
には、このように燃料を補充するとき炉内の少な
くとも約20の燃焼した燃料棒の束を、前記のよう
に構成された燃料棒の束と取り替えねばならな
い。

新しい混成の燃料棒の束の中の燃料を最大に利
用するために、局部出力ピーキング係数、すなわ
ち棒の仕事率の局部的最大値と燃料棒の束を横切
る水平断面におけるその平均値との比が、少なく
とも1.20、好ましくは1.30ないし1.50となるよう
に、異なる燃料棒を新しい混成の燃料棒の束の中
に置く。

本発明により、既に燃焼した燃料棒の束からの
燃料棒で燃料棒の束を構成するために、好ましく
もいくつかの燃料棒を炉内で既に燃焼した一つの
燃料棒の束から除去し、そして一つ以上の他の既
に燃焼した燃料棒の束からの燃料棒を第一の燃料
棒の束の中のあいた位置に挿入し、前記あとに述
べた燃料棒は、初めに述べた燃料棒の束から除去
したものより高い核分裂性物質の平均含量を有し
ている。同時に、いくつかの燃料棒が最初に除去
された燃料棒の束の中に最適の仕事率分布を得る
ように、この燃料棒の束の中に置かれた燃料棒を
再配列することができる。燃料棒の束を構成する
とき、第一の燃料棒の束の中で支持機素となつて
いるこの燃料棒の束の中の燃料棒を元のままにし
ておくのがよい。また、スペーサ、スペーサ保持
棒、および頂板と底板をその燃料棒の束の中に元
のままにしておくのが好ましい。

本発明の一実施例によれば、新しい燃料棒の束
を構成するとき、燃料棒の束の中の燃料棒のいく
つかの位置に、燃料棒のかわりに開いた管−原子
炉の内側で水で満たされる−が使用されるか、ま
たは炉内の水によつて占められる空所がこれらの
位置に残される。以下にさらに詳しく説明するそ
のような手段は、燃料の燃焼に有利な影響を与え
る。

燃料棒の束の構成に関連して、二酸化ウラン、
ジルカロイ、または鋼のような担体物質の中に分
布されたガドリニウム、ホウ素、またはサマリウ
ムのような可燃の中性子吸収物質を含む１本以上
の棒または管を、燃料棒のかわりに燃料棒の束の
中の燃料棒のいくつかの位置に置くことができ
る。こうして、作動期間の初めの部分に反応度制
御を向上し、そして同時に作動期間の終りに、水
で満たされた管で得られると同様の好ましい効果
を得ることができる。

本発明のもう一つの実施例によれば、本発明を
垂直の燃料棒を有する原子炉に適用する場合、新
しい燃料棒の束を構成するとき、好ましくは中心
に置かれる燃料棒の少なくともいくつかを、炉内
で前に下方へ向いていた端を上方へ向けて配列す
る。軽水沸騰水型原子炉では、炉心の上方部分に
おける蒸気のあわの高い含量によつて中性子束は
そこでいくぶん低められ、こうして核分裂性物質
は炉心のより低い部分におけるよりもゆつくり消
費される。したがつて、燃料棒の束を構成すると
き、燃焼した燃料棒の束からの燃料棒のいくつか
を構成される燃料棒の束の中に挿入するときそれ
らをさかさまに向けることによつて、軽水沸騰水
型原子炉のエネルギ出力を増加することができ
る。

本発明の一実施例を添付図面についてさらに詳
しく説明する。

第１図は、垂直の燃料棒の束を有する沸騰水型
原子炉の炉心の水平断面の一小部分を示す。その
断面は九つの完全な燃料棒の束１０を含んでい
る。全横断面内の燃料棒の束の総数は数百に達す
る。各燃料棒の束、たとえば１０ａは、正方形の
格子の中の64本の燃料棒１１でつくられている。
燃料棒の束は、正方形横断面を有するジルカロイ
−４の燃料チヤネル１２の中に含まれている。棒
は、燃料棒の束の頂板と底板（図示せず）の間に
等間隔に置かれたいわゆるスペーサ（これも図示
せず）によつて定所に保持されている。各燃料棒
は、互いに積み重ねられてジルカロイ−２の管１
３の中に納められた二酸化ウランの多数のペレツ
トを燃料として含んでいる。燃料チヤネルの中の
燃料棒の間の空所１４には、例示の場合軽水の冷
却液が通る。燃料チヤネルの間のすきま１５ａと
１５ｂにも同じ種類の冷却液が通る。制御棒１６
が挿入されるすきま１５ｂは、制御棒のないすき
ま１５ａよりも広い。その横断面はまた、中性子
供給源１７ならびに中性子検出器１８を含んでい
る。１本以上の燃料棒は、序論で述べたようにエ
ネルギを発生しない棒と取り替えることができ
る。こうして、たとえば棒１９はジルカロイ−２
の実体または水で満たされる棒と取り替えること
ができる。燃料棒２０，２１，２２、および２３
は、燃料棒の束の頂板と底板に固定されている。

束の中の燃料棒の間隔は、最適の中性子経済に
ついての原子炉物理学的要求、炉心の中性子増倍
と熱水力学的および熱力学的特性によつて決めら
れる。棒の間の距離を選ぶには燃料チヤネルの間
を通る水の効果も考慮され、それは中性子束の中
の局部的変化にとつて非常に重要である。この水
は中性子束を極部的に増加するので、水の通るす
きまの近くに置かれた燃料棒は、他の燃料棒より
高い熱負荷を受ける傾向がある。燃料棒の束の中
の仕事率分布をできるだけ均等にするために、核
分裂性物質、例示の場合U235、の異なる濃度を
有する燃料棒が、燃料棒の束の中の異なる位置に
使用される。第２図は、燃料（二酸化ウラン）の
中のウランの最初の重量の百分率で表わした、異
なる燃料棒の中のU235の最初の含量を有する燃
料棒の束の例を示す。（次に述べる百分率もまた、
燃料の中のウランの最初の重量の百分率で表わし
た含量である。）その例の平均の核分裂可能の濃
縮度は2.32％である。燃料棒の束を設計するとき
四つの異なる含量、すなわち1.18％、1.85％、
2.50％、および3.07％が使用される。図面をわか
りやすくするために、燃料棒自体を示さずにそれ
らの濃縮度だけを示した。第３図は３作動年後の
同じ燃料棒の束を示す。各正方形の中の２４でさ
す上方の数字はU235の濃縮含量を百分率で示し、
そして２５でさす下方の数字は燃料棒の束の中の
各燃料棒のPu239とPu241の合計濃縮含量を百分
率で示す。プリトニウムは、U238の中の中性子
を捕えることによつて作動中につくられた。前に
述べた高い中性子束と、それによる水の通るすき
ま１５ａと１５ｂの近くの棒の中の高い仕事率
は、わかるように、燃料棒の束の中心部分におけ
るよりもここでより速かに核分裂性物質、主とし
てU235Pu239、およびPu241を消費した。時とと
もにこれは最初の濃縮度分布を高め、そして燃料
棒の束の上の仕事率分布は平準化され、それは原
則として好ましいことである。最初に2.32％であ
つたU235の平均含量は３作動年後に0.96％とな
り、そしてPu239（0.44％）とPu241（0.07％）の合
計量の平均含量は0.51％となる。U235の核とPu
の核の分裂はほぼ同じエネルギを発生する。束の
中の核分裂性物質の量は、こうして最初の量の約
60％に減つた。残つた核分裂性物質もまた燃料棒
の束の中に含まれる燃料棒の上にいろいろに分布
される。現在までに用いられた技術によれば、第
３図の放射した燃料棒の束は、全体として貯蔵に
向けられて核分裂性物質を利用するために最後の
再処理を待つた。

他方、本発明によれば、たとえば第３図に示す
ような既に燃焼した燃料棒の束は、新しい燃料棒
の束を構成するために使用される。そのような燃
料棒の束の一例を第４図に示す。これは３年間作
動し、そして両方とも第３図に示すような濃縮度
分布を有する二つの燃料棒の束から構成された。
そのような燃料棒の束から、第５図に３１−５４
で示しそして×印をつけた24本の燃料棒が除去さ
れ、そして第６図に６１−８４で示す〇印をつけ
た燃料棒が、燃料棒の番号でわかるように他の燃
料棒の束から挿入され、こうして第４図の燃料棒
の束が得られた。もちろん、第６図の燃料棒の束
から燃料棒が挿入される前に、第５図に印をつけ
た燃料棒を除去したのちその図の燃料棒の束の中
で燃料棒を動かすことは可能である。第４図の燃
料棒の束を構成するとき、第５図の燃料棒の束の
中の、水の通る広いすきま１５ｂに最も近く置か
れそして核分裂物質の濃縮度が最も低い燃料棒が
おもに取り替えられた。取り替えによつて、核分
裂性物質の平均含量は第３図の燃料棒の中の
U235で0.96％、Pu239とPu241の合計で0.51％か
ら、U235で1.26％、Pu239とPu241の合計で0.53
％に増加した。第４図の構成された燃料棒の束の
内部仕事率ピーキング係数は1.40になる。第４図
の燃料棒の束は、さらに１年または数年間作動さ
せるために使用することができ、それは原子炉の
燃料コストをかなり下げる。

炉心の中性子増倍特性は、水と燃料の間の容積
関係によるところが大きい。最適の水／燃料の比
は燃料の燃焼とともに変わる。燃焼の最大限の技
術的限界は、炉心の中性子増倍に対する燃料の寄
与が非常に小さくなる点によつて決められるの
で、最適の水／燃料の容積比は重要である。水／
燃料の容積比は、燃料棒の束の中心部分の１本以
上の燃料棒を、炉内で水で満たされる開いたから
の管と取り替えることによつて増加することがで
きる。これはもちろん、核分裂性物質の量を減ら
すが、残つた物質の利用の可能性はかなり増し、
そして物質の損失を十二分に補う。第７図は、ど
のように第４図の燃料棒の束の中の燃料棒が、燃
料棒の束の中心部分でからの正方形５５，５６，
５７、および５８でさす水で満たされる管と取り
替えられたかを示す。これら管の１本以上は、可
燃の中性子吸収物質、たとえば二酸化ウランまた
はジルカロイのような担体物質の中に分布された
ガドリニウムを含む棒と取り替えることができ
る。

新しい燃料棒の束を構成するとき、燃焼した燃
料棒の束からの燃料棒の少なくともいくつかが、
燃焼した燃料棒の束の中で下方へ向いていた端を
新しい燃料棒の束の中で上方へ向けて置かれる本
発明の前記実施例の適用では、支えていなく、そ
して水の通るすきま１５ａと１５ｂに隣接して置
かれていないすべての燃料棒は、前記のように置
かれる。その方法は、燃料棒の束の中心部分の燃
料棒に適用されるとき特別の利益をもたらす。

【図面の簡単な説明】

第１図は、軽水沸騰型原子炉の炉心の一部の水
平横断面を示し、第２図は、第１図の炉心の中の
燃料棒の束を示し、その中に含まれる各燃料棒の
U235から成る核分裂性物質の最初の含量が示さ
れ、第３図は、３作動年後の同じ燃料棒の束を示
し、U235の形、およびPu239とP241の合計量の
形の核分裂性物質の含量が示され、第４図は、第
５図に印をつけた多数の燃料棒を除去し、そして
第３図の燃料棒の束と同様の、第６図に印をつけ
た燃料棒の束から取つた燃料棒をそこに挿入する
ことによつて、第３図の燃料棒の束からつくられ
た新しい燃料棒の束を示し、そして第７図は、特
定の位置に燃料棒のかわりに水で満たされる管を
含む、燃料棒の束を示す。 図面の符号１０は特許請求の範囲に記載の「燃
料棒の束」、１１，３１−５４，６１−８４は
「燃料棒」、５５−５８は「いくつかの位置」を示
す。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 複数個の燃料棒１１でつくられた複数個の燃
   料棒の束１０を包含する炉心を有する軽水沸騰型
   原子炉の中の燃料を補充する方法にして、少なく
   とも一つの燃焼した燃料棒の束を、前記炉内で燃
   焼した燃料棒の束からの燃料棒３１−５４，６１
   −８４で少なくとも部分的に構成された燃料棒の
   束と取り替え、燃料として二酸化ウランと任意の
   二酸化プルトニウムとを有する軽水沸騰型原子炉
   のために前記構成された燃料棒の束を構成すると
   き、前記燃焼した燃料棒の束が燃料中のウラン及
   び任意のプルトニウムの最初の重量の1.75％の
   U235、Pu239及びPu241の形態の核分裂性物質の
   最大含量を有するように且つこのように構成され
   た燃料棒の束の中の核分裂性物質の平均含量が前
   記構成された燃料棒の束によつて取り替えられた
   燃料棒の束の中の核分裂性物質の平均含量より高
   いように、選択することを特徴とする原子炉の中
   の燃料を補充する方法。 ２ 特許請求の範囲第１項記載の方法において、
   原子炉の中で燃焼した燃料棒の束からの燃料棒で
   燃料棒の束を構成するために、いくつかの燃料棒
   ３１−５４を第１の燃焼した燃料棒の束から除去
   し、そして一つ以上の他の燃焼した燃料棒の束か
   らの燃料棒６１−８４を前記第一の燃焼した燃料
   棒の束の中に挿入し、前記あとに述べた燃料棒
   は、前記第一の燃料棒の束から除去した燃料棒よ
   り高い核分裂性物質の平均含量を有する、ことを
   特徴とする原子炉の中の燃料を補充する方法。 ３ 特許請求の範囲第２項記載の方法において、
   前記第一の燃料棒の束から燃料棒３１−５４を除
   去し、そして他の燃料棒をその中に挿入すると
   き、前記第一の燃料棒の束の中で支持機素として
   働く前記第一の燃料棒の束の中の燃料棒２０−２
   ３を元のままにしておく、ことを特徴とする原子
   炉の中の燃料を補充する方法。 ４ 特許請求の範囲第２項又は第３項記載の方法
   において、前記第一の燃料棒の束から燃料棒３１
   −５４を除去し、そして他の燃料棒をその中に挿
   入するとき、スペーサ、スペーサ保持棒、および
   頂板と底板を前記第一の燃料棒の束の中に元のま
   まにしておく、ことを特徴とする原子炉の中の燃
   料を補充する方法。 ５ 特許請求の範囲第１項から第４項までのいず
   れか１項に記載の方法において、原子炉の中で燃
   焼した燃料棒の束からの燃料棒で燃料棒の束を構
   成するために、前記燃料棒の束の中の燃料棒のい
   くつかの位置５５−５８に、燃料棒のかわりに水
   で満たされる管をこれらの位置に置くか、または
   これらの位置をあけておく、ことを特徴とする原
   子炉の中の燃料を補充する方法。 ６ 特許請求の範囲第１項から第５項までのいず
   れか１項に記載の方法において、そのような原子
   炉の中で燃焼した燃料棒の束からの燃料棒３１−
   ５４，６１−８４で垂直の燃料棒を有する燃料棒
   の束を構成するために、少なくともいくつかの燃
   料棒を、炉内で前に使用されたとき下方へ向いて
   いた端を上方へ向けて配列する、ことを特徴とす
   る原子炉の中の燃料を補給する方法。