JPS645664B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、スペクトル移動原子炉の制御に関
し、特に同制御のための機械的装置に関するもの
である。

一般的な原子炉においては、反応度の制御は炉
心内の中性子吸収物質（毒物質）の量を変えるこ
とによつて行なう。そのためには中性子吸収制御
棒を使用するのが普通であり、炉心に関する制御
棒の数と場所とを変えて制御を行なう。また、制
御棒のほかに、可燃性毒物や原子炉冷却材に溶解
した毒物を反応度の制御に使用できる。

加圧水形原子炉における従来の構造では、炉心
の寿命が終わるまで反応度の減少があるので、過
剰反応度を用いて炉心の寿命を延長するべく、始
動時における反応度が過剰であるように原子炉の
炉心を設計している。炉心寿命の初期に過剰量の
反応度を原子炉炉心で用いるよう設計されている
ので、過剰反応度を適切に制御するために、可溶
性ホウ素のような中性子吸収物質を炉心寿命の初
期に炉心内に入れなければならない。炉心寿命
中、反応度が消費されるに連れて、中性子吸収物
質を炉心から徐々に取り出す。中性子吸収物質は
中性子を吸収し炉心の反応度を低下させるが、こ
の反応度はプルトニウム燃料製造におけるような
もつと生産的な方法に使用できる。有用な生産物
を製造しないこのような反応度の消費によつて、
そのように消費しない場合よりもウランの減損効
率が低下し、そして燃料コストが上昇する結果に
なる。

重水炉の炉心における中性子吸収物質の量を低
減しながら炉心寿命を延長する方法は“スペクト
ル移動制御”（Spectral Shift Control）を使用
して行なわれる。この場合、過剰反応度の減少
（従つて中性子吸収物質）は重水炉の冷却材の大
部分を通常の水に換えることによつて行なわれ
る。これによつて、中性子スペクトルが高エネル
ギ側に移動して連鎖反応の速度が減じると共に、
中性子吸収物質を減少させたまゝ原子炉を全出力
で運転することができる。また、“硬化”
（hardened）スペクトル即ち高エネルギ側への中
性子スペクトルの移動によつて、U²³⁸の大部分が
最終的に熱の発生に用いられるプルトニウムに変
換される。従つて、“軟”（soft）スペクトルから
“硬”スペクトルへの移動は、毒物質よりもむし
ろ有効な方法で中性子がU²³⁸により消費される結
果になる。原子炉炉心の中性子強度を適切なレベ
ルに維持するように、反応度が消費されるに従つ
て、通常の水を徐々に重水と取り換える。炉心寿
命の末期までに、炉心反応度を維持しながら実質
的に全ての通常の水が重水と置換されてしまつて
いる。従つて、原子炉は中性子吸収物質を使用す
ることなく且つ始動時に過剰反応度を用いること
なく制御可能となり、ウラン燃料コストが相当に
節約される。また、付加的なプルトニウムの製造
によつてU²³⁵の濃縮の必要性が減じる。

先行技術には、原子炉を制御する多くの方法が
存在するが、要求されているのは、ウラン燃料コ
ストを低減し且つ原子炉炉心の寿命を延長しうる
方法で原子炉炉心の減速を制御するのに使用でき
る装置である。

スペクトル移動原子炉においては、水押出棒を
設けるが、この水押出棒は、炉心内の水―減速材
の量を選択的に変えて炉心の反応度を変えるため
に、炉心から引き抜くことができる。

従つて、本発明の主な目的は、このような水押
出棒の炉心への挿入又は炉心からの引き抜きを案
内する信頼性の高い装置を提供することである。

この目的から、本発明は、水冷却材を内部に循
環させるために入口ノズル及び出口ノズルを有す
ると共に、頂部に密閉頭部を設けた原子炉容器
と、複数の水押出棒が内部に滑動可能に配設され
ている案内管を有する複数の燃料集合体から構成
され、前記原子炉容器内に収容された炉心と、前
記密閉頭部に装着され前記水押出棒に接続された
押出棒駆動装置と、前記原子炉容器内において前
記燃料集合体の上方に配設され、前記原子炉容器
の上方部分を通る前記水押出棒を受け入れ案内す
る押出棒案内装置とを含むスペクトル移動加圧水
形原子炉において、前記押出棒案内装置は、前記
原子炉容器内において前記燃料集合体の上方に配
設され、前記水押出棒を案内して前記案内管内に
入れるように該水押出棒を受け入れることができ
る複数の割り管式ガイドと、該割り管式ガイドを
離間して支持するように該割り管式ガイドに取着
された複数のスペーサとを備える、ことを特徴と
するものである。

本発明は、添付図面に一例として図示した好適
な実施例に関する下記の記載から一層容易に明ら
かとなろう。

第１図において、原子炉２０は、頂部に脱着可
能の密閉頭部２４が取り付けられた原子炉容器２
２を備える。原子炉容器２２には入口ノズル２６
及び出口ノズル２８が設けられていて、水のよう
な冷却材が原子炉容器２２内を循環しうる。原子
炉容器２２の下方部分には炉心板３０が配設され
ており、この炉心板が燃料集合体３２を支持す
る。燃料集合体３２は原子炉容器２２内に配設さ
れ、炉心３４を構成する。当該技術で知られてい
るように、燃料集合体３２はその中のウランの核
分裂により熱を発生する。この燃料集合体３２と
熱伝達関係で原子炉容器２２を貫流する原子炉冷
却材が燃料集合体３２の熱を原子炉２０から離れ
た場所にある発電装置に運ぶ。制御棒（図示しな
い）を燃料集合体３２に挿入したり或は燃料集合
体から引き出したりするために、当該技術で既知
のものから選択できる複数の制御棒駆動機構３６
が密閉頭部２４に装着されている。また、押出棒
４０を燃料集合体３２に挿入したり或は燃料集合
体から引き出したりするために、複数の押出棒駆
動装置又は機構３８も密閉頭部２４に装着されて
いる。押出棒駆動機構３８は特開昭57−125389号
公報に記載されたものと同様でよい。明瞭にする
ため、選択した幾つかの押出棒４０のみを第１図
に示す。押圧棒４０の数は燃料集合体３２内の押
出棒案内管の数に対応するよう選択されていると
理解されたい。原子炉容器２２の上方部分には複
数の押出棒案内構造４２がそれぞれ押出棒駆動機
構３８と整列した状態で配設されていて、原子炉
容器２２の上方部分を通る押出棒４０の運動を案
内している。燃料集合体３２と押出棒案内装置又
は構造４２との間にはカランドリア４４を配設し
てもよい。このカランドリア４４は各押出棒及び
制御棒と共通の直線上に整列して配置された多数
の中空ステンレス鋼管からなり、カランドリア領
域内における押出棒及び制御棒の案内を行なうと
共に、流れによつて生じる押出棒及び制御棒の振
動を最小にする。

第２図〜第４図において、燃料集合体３２は燃
料要素４８、格子５０、底部ノズル５２、頂部ノ
ズル５４及び案内管５６から構成される。燃料要
素は、核燃料を詰めて両端を端栓で封止した細長
い円筒形金属管でよく、20本×20本の実質的に正
方形の列群になつて配設され、格子５０によつて
所定場所に保持される。本数は25でよい案内管５
６が各燃料集合体３２内に５本×５本の列群にな
つて配設されている。各案内管５６が占めるスペ
ースは燃料要素４８の約４本分であり、案内管５
６は底部ノズル５２から頂部ノズル５４まで延び
て、格子５０、頂部ノズル５４及び底部ノズル５
２を支持する。案内管５６は、押出棒４０又は制
御棒のような棒を収容可能なジルカロイ
（Zircaloy）製の中空円筒形金属管でよい。押出
棒４０及び制御棒は大体同一寸法に造られている
ので、各案内管５６は押出棒又は制御棒のどちら
か一方を等しく収容できる。棒で占められていな
い時には、案内管５６は原子炉冷却材で満たされ
ているが、案内管５６に押出棒が挿入されると、
押出棒４０は案内管内の冷却材を押し出す。

格子５０は、燃料集合体３２の長さに沿つた
種々の場所に位置決めされていて、燃料要素４８
及び案内管５６を互いに関して適当な距離のとこ
ろに隔置する作用をしており、原子炉冷却材が燃
料要素４８と熱伝達関係で循環しうるようになつ
ている。同様の格子は米国特許第3379617号及び
第3379619号明細書に詳細に記載されている。

第４図から分かるように、押出棒４０は、ジル
カロイからなる細長い、円筒形の、実質的に中空
の棒である。押出棒４０には、棒に加重するため
及び棒の下方への移動性を高めるためにZrO₂又
はAl₂O₃のペレツトが入れられている。押出棒４
０は案内管５６と共通の直線上に整列するように
配設されているので、所望の時に押出棒４０を案
内管５６内に挿入しうる。これ等の押出棒４０は
スパイダ５８として知られている共通の装着構造
体に懸架されている。スパイダ５８は、本体６０
と、この本体から半径方向に延びる支柱６２とを
備える。押出棒４０は各支柱６２に別個に取り付
けられていて、押出棒の挿入される案内管５６の
列に対応する列を形成する。スパイダ５８は、押
出棒駆動機構３８に接続された駆動軸６４に取り
付ける。押出棒駆動機構３８の付勢によつて駆動
軸６４が下降又は上昇され、それによつて炉心３
４内の燃料集合体３２に対する押出棒４０の挿入
又は引き抜きが行なわれる。

各スパイダ５８が押出棒４０を一つ以上の燃料
集合体３２に挿入しうるように配設されているこ
とが重要である。例えば、第４図に示すように、
スパイダ５８は25本の押出棒を中央の燃料集合体
３２に挿入し、４本の押出棒を隣接する４つの燃
料集合体の各々に挿入しうる。このようにして、
スパイダ及び駆動機構の数を増すことなく、複数
の押出棒４０を複数の燃料集合体３２に対し出入
するよう移動させることができる。

第５図及び第６図において、押出棒案内構造４
２は、押出棒又は制御棒のような棒が通過しうる
ように設計された割り管式の複数のガイド７０を
備えている。押出棒案内構造４２は第１図に示す
ようにカランドリア４４と密閉頭部２４との間に
位置決めされ、各押出棒駆動機構３８に対応する
よう配列されている。多数のスペーサ７２がガイ
ド７０に沿つた種々の場所に配置されており、そ
してガイド７０と一緒に、原子炉容器２２の上方
部分を通る押出棒４０を案内する。第６図から分
かるように、押出棒４０を案内するため８本のガ
イド７０が設けられている。ガイド７０の割り管
にある“割れ目”はスペーサ７２にある溝７４と
共に、燃料集合体３２において案内管５６に対す
る押出棒又は制御棒の整列を維持しながらスパイ
ダ５８がスペーサを通過しうるように、作用す
る。駆動軸６４を受け入れる溝７６が中央に設け
られているので、スパイダ５８はこの溝を通つて
移動しうる。

再び第１図において、多数の管からなるカラン
ドリア４４は、カランドリア領域を通る押出棒４
０のような棒の案内を行なう。一般に、カランド
リア４４内の管は、ガイド７０のように割り管で
はないので、スパイダ５８はカランドリア４４内
の管の頂部に近付くとその下降を停止する。カラ
ンドリア４４の頂部で停止した時には、全ての棒
がカランドリアの管内を通つて燃料集合体３２内
に完全に挿入される。カランドリアの管に挿入さ
れている間、棒は原子炉冷却材の流れから保護さ
れるので、保護されていない場合にカランドリア
領域の原子炉冷却材の流速によつて生じるかも知
れない振動を最少にすることができる。

ここに記載した本発明においては、案内管５６
に挿入できる棒には少なくとも三種の型式のもの
がある。例えば、押出棒、制御棒及びグレイ棒
（gray rod）を案内管５６に挿入するべく配列し
うる。棒の全ては大体同一の寸法及び形状である
が、棒は異なる目的を果たすようになつているの
で、棒を造る材料は異なつている。中空の肉厚管
であるか又は内部にZrO₂又はAl₂O₃ペレツトのよ
うな中性子吸収能力の低い物質を含んでいる押出
棒４０は、原子炉冷却材を押し出し、それにより
原子炉の減速状態を制御する。制御棒は当該技術
でよく知られた中性子吸収物質を含んでおり、普
通に知られた方法で炉心の反応度を制御する働き
をする。グレイ棒は押出棒４０に似ているが、ス
テンレス鋼のような中性子吸収能力が中程度の物
質で造られているので、１本当りのそれ等の反応
度価値は押出棒４０よりも大きい。

第７図〜第１１図には、炉心1/4における燃料
要素４８、押出棒４０、制御棒８０、グレイ棒８
２及び棒のない場所８４の配列が示されている。
炉心の安全な形状は第７図に示した1/4炉心を他
の炉心象限にも展開することによつて得られる。
実際には、第７図に示した1/4炉心は第７図のＡ
―Ａ線に沿つた1/8炉心の鏡像である。しかし、
第７図には明瞭にするため炉心1/4が示されてい
る。

第１０図から分かるように、各燃料集合体３２
は燃料要素４８の列と案内管５６の列とを備えて
いる。一般に、制御棒８０及びグレイ棒８２は対
角線上に配設された案内管５６内においてだけ使
用されるが、押出棒４０は燃料集合体の全案内管
５６内において使用されるのが普通である。ま
た、核分裂電離箱のようなデータ計測機器を収容
するため、計装管８８が各燃料集合体３２の中心
近くに設けられている。各燃料集合体３２は第１
０図に示したものと本質的に同一であるが、案内
管５６が原子炉冷却材、押出棒４０、制御棒８０
又はグレイ棒８２のどれによつて占められている
かに応じて、各燃料集合体３２は異なる機能を発
揮する。押出棒４０及びグレイ棒８２は大体等量
の水を押し出すようにほぼ同じ大きさに決められ
ているのが普通である。しかし、グレイ棒８２
は、押出棒４０が有する反応度価値より大きい反
応度価値を持つ肉厚の、ステンレス鋼製の円筒棒
であるから、減速材の押し出しに加えて負荷追従
運転中のキセノン過渡状態の影響を相殺するのに
使用しうる。

第１１図において、案内管５６内で制御棒８０
もグレイ棒８２も使用されておらず且つ押出棒４
０のみが使用されている燃料集合体を総括的に押
出集合体９０と呼び、押出棒４０及び制御棒８０
の双方を用いている（しかしグレイ棒はない）燃
料集合体を制御集合体９２と呼び、同様に、押出
棒４０及びグレイ棒８２の双方が使用されている
燃料集合体をグレイ集合体９４と呼ぶ。第１１図
においては、明瞭にするため燃料要素４８は省略
されており、また、これ等の燃料集合体は第１０
図に示したものと同様である。

更に第１１図において、制御棒８０及びグレイ
棒８２の各々はスパイダ５８に類似するスパイダ
（図示しない）に取り付けられているが、この図
示しないスパイダは一つの燃料集合体に関係する
だけである。このようにして、任意の燃料集合体
における全ての制御棒８０又はグレイ棒８２は単
一の駆動機構によつて上昇又は下降させることが
できる。更に、押出棒の各スパイダ５８は（第１
１図の中央部及び第４図に図示したように）隣接
する燃料集合体内に延入できるので、押出棒のス
パイダ５８の運動が５本の燃料集合体に対する制
御に影響を与え、必要な押出棒駆動機構の数を減
少させる。勿論、1/4炉心の周辺では（第７図に
示すように）、隣接する燃料集合体がないか或は
棒のない場所８４が存在するので、特定のスパイ
ダは通常より少ない本数の棒を移動させる。

第７図を構成する第８図及び第９図において、
各横列に100〜114の番号を付し各縦列に116〜130
の番号を付した1/4炉心の配列は次のように構成
されている。

燃料集合体 （100，116） 1/4押出集合体 （100，118） 1/2制御集合体 （100，120） 1/2押出集合体 （100，122） 1/2制御集合体 （100，124） 1/2押出集合体 （100，126） 1/2制御集合体 （100，128） 1/2押出集合体 （100，130） 1/2グレイ集合体 （102，116） 1/2制御集合体 （102，118） 押出集合体 （102，120） グレイ集合体 （102，122） 押出集合体 （102，124） グレイ集合体 （102，126） 押出集合体 （102，128） 制御集合体 （102，130） 押出集合体 （104，116） 1/2押出集合体 （104，118） グレイ集合体 （104，120） 押出集合体 （104，122） 制御集合体 （104，124） 押出集合体 （104，126） 制御集合体 （104，128） 押出集合体 （104，130） 棒のない部分的制御集合体 （106，116） 1/2制御集合体 （106，118） 押出集合体 （106，120） 制御集合体 （106，122） 押出集合体 （106，124） 制御集合体 （106，126） 押出集合体 （106，128） 制御集合体 （106，130） 押出集合体 （108，116） 1/2押出集合体 （108，118） グレイ集合体 （108，120） 押出集合体 （108，122） 制御集合体 （108，124） 押出集合体 （108，126） 制御集合体 （108，128） 押出集合体 （110，116） 1/2制御集合体 （110，118） 押出集合体 （110，120） 制御集合体 （110，122） 押出集合体 （110，124） 制御集合体 （110，126） 押出集合体 （110，128） 棒のない部分的押出集合体 （112，116） 1/2押出集合体 （112，118） 制御集合体 （112，120） 押出集合体 （112，122） 制御集合体 （112，124） 押出集合体 （112，126） 棒のない部分的押出集合体 （114，116） 1/2グレイ集合体 （114，118） 押出集合体 （114，120） 棒のない部分的制御集合体 （114，122） 押出集合体 1/4炉心に関する前述の記載から分かるように、
その概念に基づく炉心構造は第１１図に示すよう
に大体図示できる。基本的には、第７図において
燃料集合体（100，116）で表わされている完全炉
心の中心の燃料集合体は制御集合体９２又は多分
に押出集合体９０のどちらか一方に決めることが
できる。一旦これが決定されたら、中心の燃料集
合体の側平面に直ぐ隣接する４つの燃料集合体を
他の型式のものに決め、対角線上にある燃料集合
体を中心の燃料集合体と同一型式のものに決め
る。次いでこの仕方を交互に続ける。例えば、第
７図における中心の燃料集合体（100，116）は押
出集合体９０に決めたので、その側平面にある燃
料集合体は制御集合体９２又はグレイ集合体９４
のどちらかに決められ、一方対角線上にある燃料
集合体は押出集合体９０に決められる。この仕方
は、炉心の周辺に達するまで交互に繰に返され
る。炉心の周辺では、端の燃料集合体は特定の炉
心の核物理学に基づいてハイブリツド（混成）集
合体であるように決めることができる。ある特定
の燃料集合体を制御集合体９２にするかグレイ集
合体９４にするかは、通常の炉心設計に基づいて
要求される制御集合体の数と場所とを先ず選択す
ることにより決定される。その後、制御集合体９
２と決めなかつた燃料集合体の残りをグレイ集合
体９４として使用する。従つて、実質的に炉心全
体にわたつて押出集合体及び制御又はグレイ集合
体が交互する仕方で配列することが可能であり、
実際に全ての燃料集合体が少なくとも一つの押出
棒スパイダ５８で操作され、且つ各押出棒スパイ
ダ５８が一般に５本の燃料集合体を操作する。更
に、各燃料集合体は押出棒、制御棒又はグレイ棒
のどれかのための少なくとも一つの駆動機構によ
つて操作される。

図示の炉心配列は、炉心内の減速材の量を制御
することによつて中性子スペクトルを“スペクト
ル移動”の方法で制御することができる手段とな
る。減速材量の制御は、適切な時期に炉心内の水
冷却材を押し出し押出棒で置換することによつて
行なうことが可能であり、それにより炉心の減速
状態が変化する。押出棒４０及びグレイ棒８２は
この減速状態の変化に影響を及ぼすために使用で
きる。

本発明によるスペクトル移動加圧水形原子炉の
運転に際しては、炉心寿命の初期に、全ての押出
棒４０及びグレイ棒８２を炉心３４内に入れる。
しかし、その時期にはどの制御棒８０も挿入する
必要がない。押出棒４０及びグレイ棒８２の挿入
は押出棒駆動機構３８のような適切な機構を付勢
することにより行なわれる。駆動機構が付勢され
ると、押出棒４０及びグレイ棒８２は下降して燃
料集合体３２の適切な案内管５６内に入る。従つ
て、押出棒及びグレイ棒はそれ等の容積の冷却材
（水）を押し出し、炉心３４内の減速材量が減少
する。減速材の減少は炉心の中性子スペクトルを
硬化させ、そしてプルトニウムの生産量を増大さ
せる。中性子スペクトルのこの硬化は一般に“ス
ペクトル移動”と呼ばれている。一層硬化した中
性子スペクトルはホウ素による化学的粗調整の必
要性を軽減し、一層大きい負減速材温度係数をも
たらし、そして可燃性毒物の必要性を減少ないし
は排除する。炉心内のウラン燃料の減損は炉心の
寿命が終わるまで続くので、ある数の押出棒４０
及び（又は）グレイ棒８２をそれ等の駆動機構の
付勢により炉心から引き抜く。棒の引き抜きによ
つて一層多量の水減速材が炉心領域に入り、炉心
における減速を助長する。これは、燃料の減損が
反応度価値の減損を生じさせている時に、実際に
反応度価値をもたらす。従つて、炉心の反応度は
長期間にわたり適切なレベルに維持できる。棒の
引き抜きは、炉心寿命の末期近くに、全ての押出
棒４０及び全てのグレイ棒８２が炉心から引き抜
かれてしまうまで、炉心の種々の条件に依拠する
所定速度で継続することができる。押出棒の選択
及び操作は特開昭57−125392号公報に記載された
方法で決めることができる。

押出棒は、炉心の水量の約20％を押し出すべく
始動時に使用可能であり、また、ホウ素の粗濃度
がゼロppmに接近するまで（燃料サイクルの約60
％がはいる）、挿入した状態に維持しておくこと
ができる。このような方法による押圧棒の使用に
よつて、任意の炉心寿命に対するウラン燃料必要
量が約10％減少し、これは10％の燃料コスト節約
となる。また、可燃性毒物を使用する必要がな
く、更にコスト低減となる。

【図面の簡単な説明】

第１図は原子炉の立面の縦断面図、第２図は燃
料集合体の上方部分を一部断面で示す立面図、第
３図は燃料集合体の下方部分を一部断面で示す立
面図、第４図は押出棒及び燃料集合体の斜視図、
第５図は押出棒案内構造を一部断面で示す立面
図、第６図は第５図の―線断面図、第７図は
原子炉の1/4炉心、即ち炉心の1/4を示す概略図、
第８図及び第９図は1/4炉心の一部の拡大図、第
１０図は一般的な燃料集合体の概略断面図、第１
１図は炉心の一部の概略図である。 ２０……スペクトル移動加圧水形原子炉、２２
……原子炉容器、２４……密閉頭部、２６……入
口ノズル、２８……出口ノズル、３２……燃料集
合体、３４……炉心、３８……押出棒駆動装置、
４０……水押出棒、４２……押出棒案内装置、５
６……案内管、７０……割り管式ガイド、７２…
…スペーサ。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 水冷却材を内部に循環させるために入口ノズ
   ル２６及び出口ノズル２８を有すると共に、頂部
   に密閉頭部２４を設けた原子炉容器２２と、複数
   の水押出棒４０が内部に滑動可能に配設されてい
   る案内管５６を有する複数の燃料集合体３２から
   構成され、前記原子炉容器２２内に収容された炉
   心３４と、前記密閉頭部２４に装着され前記水押
   出棒４０に接続された押出棒駆動装置３８と、前
   記原子炉容器２２内において前記燃料集合体３２
   の上方に配設され、前記原子炉容器２２の上方部
   分を通る前記水押出棒４０を受け入れ案内する押
   出棒案内装置４２とを含むスペクトル移動加圧水
   形原子炉において、前記押出棒案内装置４２は、
   前記原子炉容器２２内において前記燃料集合体３
   ２の上方に配設され、前記水押出棒４０を案内し
   て前記案内管５６内に入れるように該水押出棒４
   ０を受け入れることができる複数の割り管式ガイ
   ド７０と、該割り管式ガイド７０を離間して支持
   するように該割り管式ガイド７０に取着された複
   数のスペーサ７２とを備える、ことを特徴とする
   スペクトル移動加圧水形原子炉。