JPS6350679B2 - - Google Patents

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JPS6350679B2
JPS6350679B2 JP53078708A JP7870878A JPS6350679B2 JP S6350679 B2 JPS6350679 B2 JP S6350679B2 JP 53078708 A JP53078708 A JP 53078708A JP 7870878 A JP7870878 A JP 7870878A JP S6350679 B2 JPS6350679 B2 JP S6350679B2
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JP
Japan
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control rods
cycle
group control
reactivity
group
Prior art date
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Expired
Application number
JP53078708A
Other languages
English (en)
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JPS556258A (en
Inventor
Tooru Fujibayashi
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Nippon Genshiryoku Jigyo KK
Original Assignee
Toshiba Corp
Nippon Genshiryoku Jigyo KK
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Publication date
Application filed by Toshiba Corp, Nippon Genshiryoku Jigyo KK filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP7870878A priority Critical patent/JPS556258A/ja
Publication of JPS556258A publication Critical patent/JPS556258A/ja
Publication of JPS6350679B2 publication Critical patent/JPS6350679B2/ja
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    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は沸騰水型原子炉に係り、特に出力変化
に伴うペレツトと被覆管の機械的干渉による破損
を防止する原子炉運転方法に関する。
沸騰水型原子炉は、断面が十字型の制御棒一本
とこれを取り囲んで装荷される四体の燃料棒集合
体を単位とするセルを多数規則正しく配列して構
成する。
燃料集合体はジルコニウム合金の被覆管内に二
酸化ウランのペレツトを密封した燃料棒を多数配
列して構成する。
被覆管はウランの核分裂により生成した放射性
物質を封じ込めるよう設計されているが、被覆管
が破損するとこの機能がなくなり、放射能が原子
炉外に放出される可能性がある。
被覆管の破損には種々の原因があり、その対策
が従来からとられているが、出力変化に伴うペレ
ツト被覆管の機械的干渉による破損(以下PCMI
破損と称する)もその一つである。PCMI破損は
長期間の核分裂生成物の蓄積による照射スエリン
グと熱膨張により発生する。また、被覆管は延性
の高い金属が用いられているが、中性子により脆
化し、使用中に延性は低下し、小さい歪で破損し
易くなる。従つて、PCMI破損は寿命初期では発
生しないが、使用と共に発生し易くなり、また、
熱出力の変化が大きいと発生し易くなる。
燃料集合体は炉心に装荷する約4〜5年燃焼
し、20000〜30000MWO/Tの燃焼度まで燃焼さ
せることができる。年に一回程度炉心から燃焼度
を達成した燃料集合体を取り出し、新しい燃料集
合体を装荷する燃料交換を行い、サイクル毎に炉
心を再構成する。なおサイクルとは原子炉起動か
ら原子炉停止までの1つの区切りである。1つの
サイクルは通常、年で表現するならば、約1年で
ある。
従来の燃料の燃焼方式では一本の制御棒の囲り
に燃焼度の違う、例えば新燃料と1つのサイク
ル、2つのサイクルおよび3つのサイクル燃焼し
た4体の燃料を装荷し、反応度を均一化させるス
キヤタードパターン(scattered pattern)、また
は、炉心を円筒状に区分し、各領域に同じ反応度
の燃料を入れるゾーンローデイング(zone
loading)である。
制御棒は中性子吸収体であるため、炉心に挿入
されているとその囲りの燃料の出力を低下させて
いるが、この制御棒を炉心から引抜くとその周囲
の燃料の出力を増大させる。従つて制御棒を引抜
くと出力増大が起り、PCMI破損を生じる可能性
が高くなり、従来の運転方式では制御棒を高出力
運転中に引抜かぬよう努めている。しかしなが
ら、このように制御棒引抜きを制限すると原子炉
の負荷追従運転が充分に出来ず好ましくない。
また、冷却水の流量制御による原子炉の運転方
法では通常100%から70%程度の負荷追従である。
よつて制御棒の駆動による負荷追従を行い、より
広範囲にかつ容易に出力を変化させることが強く
要望されている。
本発明は上述の事情を考慮してなされたもの
で、負荷追従運転を容易にし、かつPCMI破損の
ない運転方法を提供することを目的としている。
本発明の原子炉運転方法は炉心内の互いに隣接
しないセル(cell:制御棒1本の周囲に4体の燃
料集合体を田の字状に配置してなる区画)に反応
度の低い新燃料集合体および(又は)燃焼の進ん
だ反応度の低い燃料集合体を装荷し、他のセルは
できるだけ燃焼度の異なる燃料集合体を混在させ
る方法である。本発明の原子炉運転方法では上記
各セルに挿入される制御棒を以下の3つの群に分
ける。
(a) 炉心内には多くの制御棒があり、例えば100
万KWe級の沸騰水型原子炉には約180本の制御
棒があり、定格出力時には反応度制御用に10分
の1程度が使用される。炉心、燃料の設計によ
り異なるが、燃料の反応度は第1図に示すよう
に燃焼度により始め低く、1つのサイクルの終
了時に最大となり、以降漸減していく。これ
は、当初ペレツトに混入させた可燃性毒物のた
めに反応度が低く、これが1つのサイクルを燃
焼すると燃えつき、以降、ウラン235が核分裂
により減少する。なおプルトニウムが生まれて
反応度は増すが、中性子吸収性の高いキセノン
またはサマリウム等の核分裂性生成物が蓄積
し、反応度として低下する。
従つて、炉心全体としてはサイクル始めは反
応度は高く、サイクル末期には低くなる。制御
棒も100%の出力時に炉心に挿入する本数が変
つてくる。すなわち、サイクル始めには20本程
度の制御棒が炉心に挿入されているが、サイク
ル末にはゼロになる。このように、各サイクル
を通して炉心の反応度を制御する制御棒をA群
制御棒とする。
(b) 1つのサイクルを通して負荷追従を1日ある
いは1週間単位で行うには制御棒を駆動させる
と大幅な変動ができて好ましい。このように、
負荷追従のために反応度を制御する制御棒をB
群制御棒とする。
(c) 残りの制御棒をC制御棒とする。
すなわち本発明の原子炉運転方法は、 制御棒1本の周囲に4本の燃料集合体を配置し
て成る単位セルを多数規則正しく配列して炉心を
構成する原子炉において、炉心の反応度を制御す
るA群制御棒と、負荷変動のために反応度を制御
するB群制御棒と、A群及びB群以外の制御棒で
あるC群制御棒とをA群及びB群の制御棒が隣接
しないように配置し、 A群制御棒の囲りに運転サイクルのうち3つの
サイクル以上燃焼した反応度の低い燃料集合体を
装荷し、 B群制御棒の囲りに可燃性毒物入り新燃料集合
体又は3つのサイクル以上燃焼した反応度の低い
燃料集合体を装荷し、 C群制御棒の囲りには残りの燃料集合体を装荷
し、 1つのサイクルのうちサイクル前半ではB群制
御棒を用いて負荷追従運転を行い、サイクル後半
にはA群制御棒またはB群制御棒を用いて負荷追
従運転をすることを特徴とする。
第2図は本発明の一実施例における炉心構成を
模式的に表わしたものであり、炉心はA群制御棒
10、B群制御棒20、C群制御棒30の各制御
棒群と、新燃料集合体1、1つのサイクルを燃焼
した燃料集合体2、2つのサイクルを燃焼した燃
料集合体3、3つのサイクルを燃焼した燃料集合
体4から構成され、A群制御棒10の囲りにには
3つのサイクルを燃焼した燃料集合体4が、B群
制御棒20の囲りには新燃料集合体1が装荷され
る。
サイクル前半ではB群制御棒20を用いて、負
荷追従の運転を行い、サイクル後半にはA群制御
棒10がかなり抜けているので、これを用いて負
荷追従運転を行う。
なお「サイクル前半」とは、反応度の高い時期
をさす。通常燃料の燃焼のさせ方にも依るが燃焼
を始めて6カ月から8カ月程度までを言います。
「サイクル後半」とは反応度の低い部分を後半の
時期をさす。ところで、炉心内には、新燃料集合
体、2年目燃料集合体、3年目燃料集合体、4年
目燃料集合体がおよそ0.3,0.3,0.3,0.1の割合
で装荷されている。3年目、及び4年目燃料はあ
るサイクルが終るとウラン235が燃焼し、反応度
が低下するため炉心から取り出され、これに代つ
て新燃料が装荷され次サイクルの運転が行なわれ
る。
炉心の反応度は、これら様々に燃焼した燃料集
合体の反応度を合成しているもので、どのサイク
ルにおいてもサイクル初期では反応度は高く、サ
イクル末期には反応度は低下する。この反応度変
化を調節するためサイクル前半において100万
KWe級の沸騰水型原子炉では20本程度の制御棒
を挿入しサイクルが進むにつれて本数を減らし、
サイクル末期には0本になるように運転する。
新燃料集合体1は前述のように被覆管の延性が
高く、ペレツトの歪を受けても破損しにくい、ま
た、通常延性が低下するのは3000〜5000MWD/
T以上の燃焼度であり、サイクル前半の間B群制
御棒20を動かしても燃料破損は生じない。サイ
クル後半においては、第1図に示すように、3つ
のサイクルを燃焼した燃料集合体4は反応度が低
く、熱出力が低いため過大な歪を被覆管に与えず
燃料破損を起さない。
このような、運転方法はサイクルの長さが比較
的長く、被覆管の延性が低下する恐れがある場合
に好ましい。サイクルの長さが、比較的短い場合
は、B群制御棒20の囲りに、新燃料集合体1を
装荷し、B群制御棒20を用いて負荷追従運転を
行えば、前述の実施例のサイクル前半の運転と同
様の効果を奏する。
また、B群制御棒20の囲りに3つのサイクル
を燃焼した燃料集合体4を装荷すると、第1の実
施例のサイクル後半と同様の効果がある。
以上説明したように、本発明の原子炉運転方法
によればPCMI破損を起すことなく、負荷追従運
転を行うことができ、原子炉運転が安全容易にな
り、かつ経済性が向上する。
なお、本発明の運転方法の他の実施例として
は、B群制御棒20の囲りに、新燃料集合体1と
3つのサイクルを燃焼した燃料集合体4を混在さ
せる方法、あるいは新燃料集合体1として、反応
度の異なる2種の燃料を作り、反応度の低い新燃
料集合体をB群燃料棒20の周囲に装荷する方法
がある。
【図面の簡単な説明】
第1図はサイクルと燃料集合体の反応度の関係
を示す図、第2図は本発明の運転方法を説明する
ための炉心構成を示す模式図である。 1…新燃料集合体、2…1つのサイクルを燃焼
した燃料集合体、3…2つのサイクルを燃焼した
燃料集合体、4…3つのサイクルを燃焼した燃料
集合体、10…A群制御棒、20…B群制御棒、
30…C群制御棒。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 制御棒1本の周囲に4体の燃料集合体を配置
    して成る単位セルを多数規則正しく配列して炉心
    を構成する原子炉において、炉心の反応度を制御
    するA群制御棒と、負荷変動のために反応度を制
    御するB群制御棒と、A群及びB群以外の制御棒
    であるC群制御棒とをA群及びB群の制御棒が隣
    接しないように配置し、 A群制御棒の囲りに運転サイクルのうち3つの
    サイクル以上燃焼した反応度の低い燃料集合体を
    装荷し、 B群制御棒の囲りに可燃性毒物入りの新燃料集
    合体又は3つのサイクル以上燃焼した反応度の低
    い燃料集合体を装荷し、 C群制御棒の囲りには残りの燃料集合体を装荷
    し、 1つのサイクルのうちサイクル前半ではB群制
    御棒を用いて負荷追従運転を行い、サイクル後半
    にはA群制御棒またはB群制御棒を用いて負荷追
    従運転をすることを特徴とする原子炉運転方法。
JP7870878A 1978-06-30 1978-06-30 Operation system of nuclear reactor Granted JPS556258A (en)

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JPS556258A JPS556258A (en) 1980-01-17
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RU2674268C1 (ru) * 2017-09-12 2018-12-06 Федеральное государственное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ" (НИЯУ МИФИ) Способ контроля периода, мощности и реактивности ядерного реактора и устройство для его осуществления

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