CN1250214A - 沸水型原子反应堆及其运行方法 - Google Patents

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Abstract

本发明提供一种沸水型原子反应堆,堆芯通过具有使水流过若干燃料组件间隙的旁路部的自然循环方式冷却,且将额定输出运行时动态空穴反应性系数的绝对值设定在5Φ以下,或者将空穴反应性系数设定在－0.07%△k/k/空穴率(%)以上、－0.03%△ k/k/空穴率(%)以下的范围内。还可以设定燃料组件最下方的再生区域长度大于最上方再生区域长度,使旁路部宽度大于管道箱宽度的12%以及在燃料组件的四个角上配置有水棒或设置有可设置一根燃料棒的空隙。

Description

沸水型原子反应堆及其运行方法
本发明是关于只用自然循环或自然循环与强制循环同时进行使堆芯冷却水循环的沸水型原子及应堆及其运行方法的发明。
现参照图13、图14说明传统的燃料组件和堆芯。
图13是传统堆芯内部主要部位横截面示意图，表示了燃料组件和控制棒的配置状态。如图所示，燃料组件1由封装有圆柱颗粒状的核燃料6的若干根燃料棒3和内部流通非沸腾水的若干根(例如是两根)水棒5捆绑而成，其四周由管道箱4包围，内部形成有沸水流路8。
堆芯14由燃料组件1和控制棒2规则地配置而成。控制棒2按诸如在四组燃料组件中每一组分别按如图所示的比例配置。燃料组件1和相邻的燃料组件1之间的间隙形成了存有非沸腾水的旁路部7。在该旁路部7处有冷却水流过，所以即使被中子等放射线加热也不会沸腾。
图13中符号d1和d2分别是管道箱9和旁路部7的宽度。传统上，该旁路部7的宽度d2按小于管道箱9宽度d1的10％的比例或更小的比例设定。
通常，在燃料组件中，水棒5配置在燃料组件1的中心部位，而不配置在管道箱4的内接周边。燃料浓缩度有时采用上下方向上设定浓缩度分布的方式，也有将上部浓缩度设定为比下部浓缩度大0.2wt％左右的例子。此外，也有诸如将燃料上下端处设置为低反应性的天然铀再生区，这种情况下，有时将上下再生区设定为相同长度，或者设定上部再生区的长度大于下部再生区的长度。
图14是传统的沸水型原子反应堆***的概略示意图。如图所示，在沸水型原子反应堆压力容器11内装有原子反应堆堆芯14，该堆芯14的上方设置有套筒13并将堆芯14套在里面，在该套筒13上部设置有把将堆芯14产生的蒸汽和饱和水混合而成的冷却水分离成蒸汽和饱和水的汽水分离器12。通过该汽水分离器12将蒸汽导向上方，将饱和水导向套筒13的外侧。原子反应堆堆芯14的下方设置有若干控制棒15，该控制棒15的***和拔出运动都由设置在原子反应堆压力容器11下部的控制棒驱动机构16驱动。
通常，原子反应堆的输出运行中原子反应堆压力容器11的内压设定值比大气压高，例如70个大气压。这时，通过套筒13划分出两个冷却剂流动区域，即堆芯14内部产生的流向上方的冷却剂流(图号用10a标明的箭头表示)和堆芯14的外部即原子反应堆压力容器11内壁附近产生的流向下方的冷却剂流(图中用10b标明的箭头表示)区域。
根据引起上述冷却剂流动的机理的不同，沸水型原子反应堆又分为自然循环型和强制循环型两种类型的原子反应堆。在自然循环型原子反应堆中，冷却水由套筒13外侧饱和水形成的自然循环力驱动并使饱和水从堆芯14下部导入内部。而在强制循环型原子反应堆中，套筒13外侧设置的动力装置的驱动，强制性地循环。上述动力装置有原子反应堆再循环泵、内置泵等装置。
原子反应堆压力容器11与主蒸汽管17相连接，将原子反应堆产生的蒸汽导向高压涡轮机20。主蒸汽管17上设置有若干排放安全阀18，当压力发生异常上升时，该排放安全阀18打开，从而降低原子反应堆压力容器11的内压。
上述排放安全阀18的下流侧、高压涡轮机20的附近设置了用于调节导入高压涡轮机20的蒸汽量的涡轮蒸汽调节阀19，当由于发电机负荷消失等所谓的压力上升过渡现象发生时，为了抑制涡轮机转数的异常上升，将涡轮蒸汽调节阀19关闭。当涡轮蒸汽调节阀19处于关闭状态时，通常，主蒸汽经过旁路管28进入冷凝器23。
高压涡轮机20的下流侧设置有低压涡轮机21，通过设置在该低压涡轮机21下流侧的发电机22将涡轮机的旋转运动变换为电流。对涡轮机做功后的蒸汽从低压涡轮机21经抽气管29a导入冷凝器23被液化。液化后的冷却水(冷凝水)，经过给水管27以及给水泵26返回到原子反应堆压力容器11内进入下面的循环。
给水管27上，配置有低压给水加热器24和高压给水加热器25。该给水加热器24、25用于将冷凝水加热到适当的给水温度，作为加热用的热源使用从涡轮机抽汽。也就是说，低压给水加热器24以及高压给水加热器25分别利用低压涡轮21以及高压涡轮20排出的、通过抽气管29b以及29c抽出的蒸汽对冷凝水进行加热。高压给水加热器25的出口的冷却水温度的过冷(サブコ-ル)度为70度左右。
为了确保安全，沸水型原子反应堆中，原子反应堆压力容器11的内压显示出异常上升时，即使发生给水温度在设定温度以下变化等所谓的“运行时的异常过渡变化”也由于预先设计时最小极限输出比(MCPR)的减小量ΔMCPR等按最坏情况考虑，所以确保了运行时的安全裕量。
典型的“运行时的异常过渡变化”有负荷消失引起的压力上升过渡，给水温度控制装置故障等引起的给水过渡。在强制循环式原子反应堆中，会发生由强制循环装置故障引起的流量过渡，而在自然循环式原子反应堆中不会发生上述流量过渡。
在“运行时的异常过渡变化”中，关于压力上升过渡，可以假设有旁路管的蒸汽导入成功和失败，失败是非常严重的事件，所以由安全裕量确保失败时不致出现不良后果。强制循环型原子反应堆压力上升过渡的情况下，在过渡发生后采用诸如停止或部分停止强制循环以抑制原子反应堆的输出，保持过渡时的ΔMCPR为较小值。例如，在设置有10台内置泵的强制循环式原子反应堆中，压力上升过渡时，有时采用停止数台内置泵的方法。
与上述强制循环式原子反应堆相比较，采用自然循环的自然循环式原子反应性由于不能在运行过程中当发生压力异常上升过渡变化时停止或抑制强制循环流量以缓和过渡变化过程，所以具有由压力上升过渡变化引起的ΔMCPR值比强制循环原子反应堆更大的特点。此外，与强制循环式原子反应堆比较，自然循环式原子反应堆中难以确保冷却剂的循环流量，如果要保持与强制循环式原子反应堆相同的循环流量，则由于需要大的水位差，原子反应堆压力容器的高度也必须大于强制循环式原子反应堆的高度。
另一方面，如果自然循环式原子反应堆的原子反应堆压力容器高度与强制循环式原子反应堆的高度相同，则由于冷却剂循环流量比强制循环式原子反应堆的少，所以堆芯的平均空穴率增大，且动态空穴系数比起强制循环式原子反应堆也会增大。这样，压力上升过渡时反应性的负反馈难以实现，结果同样使ΔMCPR增大。
与强制循环式原子反应堆比较，自然循环式原子反应堆具有压力上升过渡引起的ΔMCPR更易于增大的特点，所以必须确保大的安全裕量。另一方面，在自然循环式原子反应堆中，输出运行时也存在有确保堆芯稳定性的问题，从堆芯稳定性的角度考虑，必须使输出密度保持在某确定值以下。
但是，在自然循环式原子反应堆中，由于压力上升过渡特性与堆芯稳定性的制约，所以与强制循环式原子反应堆相比较，必须使堆芯输出密度变得更小。这也是原子反应堆堆芯体积比同等规格的强制式原子反应堆设计尺寸大，即成本高的主要原因。
本发明是为解决上述课题而提出的，其目的在于：使体积的增加限制在最小范围，使输出运行时空穴系数保持在适当的范围内，并同时改善输出运行时异常过渡中压力上升过渡变化的ΔMCPR和堆芯稳定性，使自然循环式原子反应堆性能得以提高。
为了达到上述目的，本发明采取以下技术方案：
一种沸水型原子反应堆，具有内藏堆芯的原子反应堆压力容器，上述堆芯由封装有核燃料的燃料棒和内部通过水流的水棒捆绑在一起；使发电机旋转的涡轮机；和由上述原子反应堆压力容器向上述涡轮机供给蒸汽的主蒸汽管，并由管道箱包围形成的燃料组件构成，其特征在于：上述堆芯具有上述若干燃料组件的间隙处有水流通过的旁路部，通过自然循环进行冷却，并且在额定输出运行时，空穴反应性系数设定在-0.07％Δk/k/空穴率(％)以上、-0.03％Δk/k/空穴率(％)以下。
一种沸水型原子反应堆，具有内藏堆芯的原子反应堆压力容器，上述堆芯由封装有核燃料的燃料棒和内部通过水流的水棒捆绑在一起；使发电机旋转的涡轮机；和由上述原子反应堆压力容器向上述涡轮机供给蒸汽的主蒸汽管，并由管道箱包围形成的燃料组件构成，其特征在于：上述堆芯具有上述若干燃料组件的间隙处有水流通过的旁路部，通过自然循环进行冷却，并且在额定输出运行时，空穴反应性系数的绝对值设定在5φ以下。
所记述的沸水型原子反应堆，其特征在于：包括作为核燃料物质的铀235和铀238，并且上述燃料组件根据铀235浓缩度的不同在上下方向上划分为若干区域，在各区域浓缩度差的最大值在0.3wt％以上。
所记述的沸水型原子反应堆，其特征在于：上述核燃料包括铀235和铀238，并且上述燃料组件根据铀235浓缩度的不同在上下方向上划分为若干区域，在该若干个区域中，位于最上部的区域和位于最下部的区域是天然铀或者劣化铀形成的再生区域，其它区域由浓缩铀组成，且设定位于最下部的区域长度大于位于最上部的区域的长度。
所记述的沸水型原子反应堆，其特征在于：核燃料包括铀235和铀238，且燃料组件根据铀235浓缩度的不同在上下方向上划分为若干区域，在该若干个区域中，位于最下部的区域是由天然铀或者劣化铀形成的再生区域，其它区域由浓缩铀组成。
所记述的沸水型原子反应堆，其特征在于：旁路部的宽度为管道箱宽度的12％以上。
所记述的沸水型原子反应堆，其特征在于：在燃料组件的四个角部位置处的配置有水棒。
所记述的沸水型原子反应堆，其特征在于：在燃料组件的四个角部位置处分别设有一个燃料棒所占有的空隙。
所记述的沸水型原子反应堆，其特征在于：具有关闭由设置在主蒸汽管道上的原子反应堆压力容器向涡轮机供给的蒸汽的蒸汽调节阀、将上述蒸汽排放到原子反应堆压力容器外部的排放安全阀和当原子反应堆输出运行过程中涡轮蒸汽调节阀关闭时至少可打开一个排放安全阀的排放安全阀打开机构。
一种沸水型原子反应堆，具有内藏堆芯的原子反应堆压力容器，上述堆芯由封装有核燃料的燃料棒和内部通过水流的水棒捆绑在一起；使发电机旋转的涡轮机；和由上述原子反应堆压力容器向上述涡轮机供给蒸汽的主蒸汽管，并由管道箱包围形成的燃料组件构成，其特征在于：上述堆芯具有上述若干燃料组件的间隙处有水流通过的旁路部，并具有设置在原子反应堆压力容器中的堆内循环泵，且额定输出运行时的空穴反应性系数设定在-0.07％Δk/k/空穴率(％)以上、-0.03％Δk/k/空穴率(％)以下的范围内。
所记述的沸水型原子反应堆，其特征在于：额定输出运行过程中仅将上述堆内循环泵停止时的自然循环流量设定为上述堆内循环泵运行时流量的30％以上。
所记述的沸水型原子反应堆，其特征在于：具有将由设置在主蒸汽管道上的原子反应堆压力容器向涡轮机供给的蒸汽关闭的蒸汽调节阀，和原子反应堆输出运行过程中上述蒸汽调节阀关闭时至少停止一台堆内循环泵的强制循环停止装置。
所记述的沸水型原子反应堆，其特征在于：具有***上述堆芯的旁路部的控制棒、将该控制棒导入堆芯内的控制棒导向管和将控制棒从堆芯上方插向下方的控制棒驱动机构。
一种沸水型原子反应堆的运行方法，具有内藏堆芯的原子反应堆压力容器，上述堆芯由封装有核燃料的燃料棒和内部通过水流的水棒捆绑在一起；由水流通过上述若干燃料组件的间隙处而形成的旁路部；使上述控制棒从堆芯上方向下方***的控制棒驱动机构；使发电机旋转的涡轮机和由上述原子反应堆压力容器向上述涡轮机供给蒸汽的主蒸汽管，在包含有燃料棒的燃料有效部上端或下端的区域中至少有一个区域由天然铀或者劣化铀形成的再生区域，其特征在于：将额定输出运行的空穴反应性系数设定在-0.07％Δk/k/空穴率(％)以上、-0.03％Δk/k/空穴率(％)以下的范围内，在运行循环末期，以上述再生区域与浓缩铀区域的边界位置为限度至少使一根上述控制棒处于***上述堆芯的状态。
为了增大自然循环式原子反应堆的输出密度，必须降低压力过渡时的ΔMCPR，同时改善堆芯的稳定性。所谓压力过渡，即由于空穴反应性系数为负值，由压力增加引起的蒸汽空穴破碎而与空穴系数成比例地增加正反应性的现象，如果能使空穴系数的绝对值变小，则可以有效地降低ΔMCPR，从而抑制了上述现象。对于堆芯稳定性，必须考虑下述现象，即堆芯流量和空穴率的过渡由于与负的空穴系数之间有时间滞后而产生振荡，该振荡振幅的大小与空穴系数成比例变化的现象。如果能使空穴系数的绝对值变小，则可以有效地降低作为堆芯稳定性指标的衰减率。
如果使空穴系数的绝对值变小，则压力上升过渡的ΔMCPR与堆芯稳定性可同时得到改善。
为了减小空穴系数的绝对值，可以用诸如硬化中子光谱(スペクトル)，具体的讲就是增大燃料组件中水对燃料的体积比，但是这样也存在使堆芯体积增大的问题。
由于异常过渡的一种情况，也就是给水条件变化即给水过渡引起的ΔMCPR基本不受空穴系数的影响，所以，即使由于空穴系数绝对值减少而降低压力上升过渡的ΔMCPR，而总体过渡的ΔMCPR不会减小到给水过渡的ΔMCPR值以下。
这样，为了将堆芯体积的增大限制在最小范围，并同时实现降低ΔMCPR和堆芯稳定性衰减率，减小空穴系数绝对值使压力上升过渡的ΔMCPR和给水过渡的ΔMCPR的值基本一样是有效的方法。毋容置疑，空穴系数绝对值作上述程度的减小时，由于堆芯稳定性衰减率相对于空穴系数绝对值呈单调减状态，所以可进一步减小即改善堆芯稳定性衰减率。
根据以上阐述，下面说明解决本发明有关课题的方式。
本发明的沸水型原子反应堆，具有内藏堆芯的原子反应堆压力容器、使发电机旋转的涡轮机和由上述原子反应堆压力容器向上述涡轮机供给蒸汽的主蒸汽管，上述堆芯由封装有核燃料的燃料棒和内部通过水流的水棒捆绑在一起，并由管道箱包围形成的燃料组件构成的；其特征在于：上述堆芯具有由水流通过上述若干燃料组件的间隙处而形成的旁路部，通过该旁路部用自然循环方式冷却，并且在额定输出运行时，空穴反应性系数设定在-0.07％Δk/k/空穴率(％)以上，-0.03％Δk/k/空穴率(％)。
在本发明的沸水型原子反应堆，其特征在于：堆芯具有由水流通过上述若干燃料组件的间隙处而形成的旁路部，通过该旁路部用自然循环方法冷却，并且在额定输出运行时，空穴反应性系数的绝对值设定在5φ以下。
根据上述结构，可以同时改善输出运行时异常变动引起的极限输出性能和堆芯稳定性。此外，通过降低空穴系数可以改善堆芯稳定性和原子反应堆停止裕量。这样，可以使堆芯输出密度增大或者使原子反应堆的高度降低。
本发明的沸水型原子反应堆，其特征在于：核燃料包括铀235和铀238，且燃料组件根据铀235浓缩度的不同在上下方向上划分的若干区域，各区域浓缩度差的最大值在0.3wt％以上。最为理想的是，位于燃料组件上部的一个区域的浓缩度设定值比位于燃料下部的一个区域的浓缩度大0.3wt％以上。所以，堆芯轴向输出向上方变动时，可减小堆芯压力损失，增加自然循环流量。
本发明的沸水型原子反应堆，其特征在于：核燃料包括钿235和铀238，且燃料组件根据铀235浓缩度的不同在上下方向上划分为若干区域，在该若干个区域中，位于最上部的区域和位于最下部的区域是天然铀或者劣化铀形成的再生区域，其它区域由浓缩铀组成，且设定位于最下部的区域长度大于位于最上部的区域的长度。
并且本发明的沸水型原子反应堆，其特征在于：核燃料包括铀235和铀238，且燃料组件根据铀235浓缩度的不同在上下方向上划分为若干区域，在该若干个区域中，位于最下部的区域是由天然铀或者劣化铀形成的再生区域，其它区域由浓缩铀组成。
这样，可以降低平均蒸汽体积比并增大自然循环流量，能够提高相应的极限输出性能或降低原子反应堆的高度。
本发明的沸水型原子反应堆，其特征在于：旁路部的宽度为管道箱宽度的12％以上。这样，勿须用增大堆芯直径的方法增加空穴系数以达到目标空穴系数，所以能够改善堆芯稳定性和原子反应堆停止裕量、提高相应的极限输出性能或降低原子反应堆的高度。
本发明的沸水型原子反应堆，其特征在于：在燃料组件的四个角部位置处的配置有水棒。或者在燃料组件的四个角部位置处分别设有一个燃料棒所占有的空隙。这样，勿须变更燃料组件的设计或控制棒的配置就能达到空穴系数的目标值。
本发明的沸水型原子反应堆，其特征在于：具有关闭由设置在主蒸汽管道上的原子反应堆压力容器向涡轮机供给的蒸汽的蒸汽调节阀、将上述蒸汽排放到原子反应堆压力容器外部的排放安全阀和当原子反应堆输出运行过程中涡轮蒸汽调节阀关闭时至少可打开一个排放安全阀的排放安全阀打开机构。所以，勿须变更堆芯就可提高运行时异常过渡所对应的极限输出性能，由此可以增大堆芯输出密度或降低原子反应堆的高度。
本发明的沸水型原子反应堆，其特征在于：堆芯具有使水流通过燃料组件间隙所形成的旁路部和设置在原子反应堆压力容器中的堆内循环泵，且额定输出运行时的空穴反应性系数设定在-0.07％Δk/k/空穴率(％)以上，-0.03％Δk/k/空穴率(％)以下的范围内。
本发明的沸水型原子反应堆，其特征在于：额定输出运行过程中上述堆内循环泵停止时的自然循环流量设定为上述堆内循环泵运行时流量的30％以上。也就是说，额定输出运行时的自然循环流量占总流量的30％以上。
根据上述结构，由于使堆芯流量的一部分作强制循环，可以通过堆芯流量控制来调节运行时的反应性，所以能实现负荷跟随运行。此外，当输出运行过程中发生异常过渡时，即使出现强制循环力全部停止的状态，由于能够使压力上升过渡引起的极限输出变化幅度小于给水温度变化有关过渡引起的极限输出变化幅度，所以，通过改善压力上升过渡时强制循环力停止引起的极限输出，能够增大输出密度，降低原子反应堆高度。
本发明的沸水型原子反应堆，其特征在于：具有关闭由设置在主蒸汽管道上的原子反应堆压力容器向涡轮机供给蒸汽的蒸汽调节阀、原子反应堆输出运行过程中涡轮蒸汽调节阀关闭时至少停止一台堆内循环泵的强制循环停止装置。这样，在输出运行状态下，异常过渡中的压力上升过渡发生时，可以通过停止强制循环力改善极限输出，并能够增大相应的输出密度，降低原子反应堆高度。
本发明的沸水型原子反应堆，其特征在于：具有***堆芯旁路部的控制棒、将该控制棒导入堆芯内的控制棒导向管和将控制棒从堆芯上方插向下方的控制棒驱动机构。因此，通过快速停堆时由下部***控制棒的结构，可以在短时间内快速停堆。这样在输出运行状态下，异常过渡中的流量减少过渡以及压力上升过渡有关的极限输出得到改善，所以能够增大相应的输出密度，降低原子反应堆高度。
本发明的沸水型原子反应堆，其特征在于：在具有***位于若干燃料组件的间隙处且有水流通过的旁路部中的控制棒、将由燃料棒的燃料有效部上端或下端区域中至少一个区域作为由天然铀或者劣化铀形成的再生区域的沸水型原子反应堆运行方法中，将额定输出运行的空穴反应性系数设定在-0.07％Δk/k/空穴率(％)以上、-0.03％Δk/k/空穴率(％)以下的范围内。在运行循环末期，以上述再生区域与浓缩铀区域的边界位置为限度至少使一根上述控制棒处于***上述堆芯的状态。
根据上述结构，由于控制棒通常处于部分***状态，快速停堆时能够以快速停堆反应的短时间内***，所以能在运行时异常过渡中的流量减少过渡以及压力上升过渡时改善极限输出，并能够进一步增大相应的输出密度或降低原子反应堆高度。此外，在循环末期，如果控制棒处于***状态，则通常为了弥补反应性不足必须采取增加浓缩度等增加反应性的措施，但是由于控制棒***位置限定在反应性作用很小的天然铀部分以内，所以能够减小反应性不足的影响，抑制浓缩度增加所引起的燃料成本增加的问题的发生。
本发明的效果在于：
如上述说明，根据本发明，通过使过渡的ΔMCPR降低到最小并降低堆芯稳定性的衰减率可以增加原子反应堆的输出密度，所以能够实现廉价的自然循环式原子反应堆或部分强制循环的原子反应堆。
以下根据附图，详细说明本发明的实施例：
图1表示本发明实施形式1有关的沸水型原子反应堆发生过渡时的ΔMCPR和动态空穴系数相关关系的特性图。
图2表示旁路部宽度和燃料组件的管道箱宽度之比与动态空穴系数相关关系的特性图。
图3表示本发明实施形式2有关的燃料组件中燃料有效部轴向浓缩度分布示意图。
图4表示本发明实施形式3有关的燃料组件轴向上下端部再生区域的分布示意图。
图5表示本发明实施形式4有关的燃料组件中燃料棒和水棒配置的横截面示意图。
图6表示本发明实施形式5有关的燃料组件中燃料棒和水棒配置的横截面示意图。
图7表示本发明实施形式6有关的沸水型原子反应堆***的概略示意图。
图8表示本发明实施形式7有关的沸水型原子反应堆***的概略示意图。
图9表示本发明实施形式8有关的沸水型原子反应堆***的概略示意图。
图10表示本发明实施形式9有关的沸水型原子反应堆的控制棒密度和剩余反应性的推移的时序示意图。
图11表示本发明实施形式9有关的沸水型原子反应堆堆芯控制棒***位置的横截面示意图。
图12表示本发明这施形式9有关的沸水型原子反应堆堆芯控制棒***位置的部分侧面示意图。
图13表示传统的原子反应堆堆芯内部主要部位的横截面示意图。
图14表示传统的沸水型原子反应堆***的概略示意图。
实施形式1
下面参照图1说明本发明实施形式1有关的沸水型原子反应堆。图1表示自然循环式原子反应堆运行过程中，伴随包括运行时的异常过渡变化在内的压力上升过渡和给水过渡，ΔMCPR与动态空穴系数之间的关系图。这里，压力上升过渡可设想为由于旁路失效。图中符号10a所指实线表示伴随压力上升过渡的ΔMCPR，符号10b所指虚线表示伴随给水过渡(给水温度降低过渡)的ΔMCPR。此外，图中点P表示上述两种过渡的ΔMCPR相同时的点，该时刻的动态空穴系数大约为-5φ。
如图1所示，在空穴系数小(即空穴系数绝对值大)的堆芯中，由于压力上升过渡的ΔMCPR超出给水过渡的ΔMCPR，所以当空穴系数增加时(即空穴系数的绝对值减小时)，就可以使总体过渡的ΔMPCR减小。
在输出运行时，通常堆芯平均空穴率为40％，在本实施形式中，动态空穴系数设定在-5φ以上。也就是说，动态空穴系数绝对值设定为5φ以下，即缓发中子的比例作为基准，设定为5％以下。如图1所示，这种情况下，压力上升过渡的ΔMCPR与给水过渡的ΔMCPR相同或在其下。
据此，不仅能使过渡的ΔMCPR减小到最小值，而且能降低堆芯稳定性衰减率，从而增加自然循环式原子反应堆的输出密度。
动态空穴系数是由下述方法定义的，即用缓发中子比例(通常用β表示)去除空穴反应性系数并乘平均空穴率(通常为0.4左右)所得的值。其中在铀作为燃料的原子反应堆中β的值取为0.006左右，这是众所周知的。根据上述定义可以知道，动态空穴系数-5φ相当于空穴反应性系数约为-0.07％k/Δk/空穴率(％)。
此外，空穴反应性系数的值根据堆芯状态而变化，初次运动的堆芯中，大约是-0.03％k/Δk/空穴率(％)，为通常堆芯的一半左右。
因此，所谓将动态空穴系数设定在-5φ以上，就是设定的反应性系数的范围大致为-0.07％Δk/k/空穴率(％)以上、-0.04％Δk/k/空穴率(％)以下。
在本实施形式中，为了将上述动态空穴系数设定为较大值(即动态空穴系数绝对值为较小值)，即为了将空穴反应性系数设定在上述范围内，将燃料组件之间有水流通过的旁路部宽度设定为大于传统值。这是根据动态空穴系数的绝对值在中子光谱硬化时变小的性质，能够通过增大旁路部宽度促进中子减速、使动态空穴系数绝对值变小。该旁路部宽度的合适取值表示在图中。
图2是图13中表示的旁路部7的宽度d2与燃料组件管道箱9的宽度d1的比值，即d2/d1的值与动态空穴系数之间的相关图。由此，当上述比值大于12％时，动态空穴系数即在-5φ以上。
在本实施形式中，为了使动态空穴系数大于-5φ，则使图13中所示旁路部7的宽度d2与燃料组件管道箱9的宽度d1之值满足下式：
d2/d1≥0.12
在传统的原子反应堆中设定为：d2/d1≤0.10，本实施形式中，在使用与传统上相同的燃料组件时，其旁路部宽度设定为比传统的值大20％以上。
在本实施形式中，只要将旁路宽度设定为比传统值大就可以在适合的范围内调整空穴系数，所以勿须改变燃料组件内部结构和管道箱宽度，即不改变燃料组件结构就可以提高自然循环式原子反应堆的性能。
在本实施形式中，由于扩大了旁路范围，降低了低温时的反应性，进而能够同时起到改善原子反应堆停止裕量的效果。
实施形式2
下面说明本发明实施形式2有关的沸水型原子反应堆。在本实施形式中，与实施形式1相同，将输出运行时动态空穴系数设定为大于-5φ的值作为空穴系数值的相关设定。
在实施形式1中，设定了燃料组件之间旁路部的宽度，但在本实施形式中，为了使动态空穴系数的设定值大于-5φ，所用方法是对燃料组件轴向浓缩度分布进行相关设定。图3是本实施形式有关的燃料组件的燃料有效部轴向浓缩度分布图。
如图3所示，燃料组件的燃料有效部根据轴235浓缩度的不同分为上下两个区域。符号31表示上部区域，32表示下部区域。图中，上部区域31及下部区域32的轴向长度分别用dU、dL表示，其轴235的浓缩度分别用eU、eL表示。
在本实施形式中，设定下部区域的浓缩度比上部区域的浓缩度大0.3wt％以上。这样，轴向输出的峰值位置包含在上部区域内。进一步考虑峰值位置时，可设定下部区域32的轴向长度在燃料有效部全长的1/3～1/2的范围内。也就是说1/3≤dU/(dL+dU)≤1/2
通常，沸水型原子反应堆在输出运行过程中具有空穴率从堆芯下部到上部逐渐增加的特性，所以堆芯下部区域内中子易于减速，输出也易于增大。当设定位于堆芯上部区域的铀235浓缩度比位于下部区域的浓缩度大时，则可以逐渐增大堆芯上部的输出。如果设定位于上部区域的浓缩度比位于下部区域浓缩度大0.3wt％或0.3wt％以上，则堆芯的输出峰值在整个运行期间内能够经常位于上部区域。
这样，输出峰值通常位于上部的堆芯的平均空穴率，比输出峰值位于下部的堆芯平均空穴率小。另一方面，如果考虑到动态空穴系数的绝对值在堆芯平均空穴率较低时也变小的因素时，则根据本实施形式可以将动态空穴系数以及空穴反应性系数设定为上述合适的值。
由于实际上减小了动态空穴系数的绝对值，其结果可以进一步改善压力上升过渡特性和堆芯的稳定性。
进一步讲，在本实施形式中，在堆芯的平均空穴率降低、压力损失大的高空穴率区域减少的同时，产生了堆芯的压力损失降低、自然循环流量增加的优点，可以达到进一步改善ΔMCPR的效果。
此外，在传统的原子反应堆中装填的燃料组件中，上部区域的浓缩度设定为比下部区域浓缩度大0.2wt％或未满0.2wt％。这是因为要使浓缩度差超过0.2wt％则须增加堆芯上部区域的浓缩度，所以会出现原子反应堆停止裕量减少的问题。与此相比较，本实施形式中，通过使动态空穴系数的绝对值小于5φ，从而极大地改善了原子反应堆停止裕量，所以能够使浓缩度差为0.3wt％以上。
如图3所示，在轴向上有两类浓缩度不同的区域，即使为3种以上，也由于上部区域的最大浓缩度与下部区域的最大浓缩度差大于0.3wt％，也同样可以得到与上述相同的作用和效果。
实施形式3
下面说明本发明实施形式3有关的沸水型原子反应堆。在本实施形式中，与实施形式2相同，空穴系数值有关的设定如下，即输出运行过程中堆芯平均空穴率为40％时所对应的动态空穴系数设定为大于-5φ的值。
在实施形式2中设定了燃料组件的燃料有效部上下区域浓缩度分布，本实施形式中，为了将动态空穴系数设定为大于-5φ的值，在燃料组件的轴向上下端部设定了浓缩度分布。图4是本实施形式有关的轴向上下端部再生区域分布示意图。
如图4所示，位于燃料组件上端部的再生区域33和位于下端部的再生区域34设定为由天然轴形成的低浓缩度eN的区域。该上部再生区域33和下部再生区域34的轴向长度分别用fU、fL表示。而上述再生区域33、34之间的区域是普通的浓缩铀区域35。
在本实施形式中，下部再生区域34长度fL的设定为大于上部再生区域33的长度fU。在传统的原子反应堆中，下部再生区域长度fL设定为小于上部再生区域长度值fU。在本实施形式中，由于是下部再生区域34相对较长的结构，轴向输出的峰值位置位于上方且更加靠近上端、自然循环流量得以增大且堆芯空穴率得以降低，从而也降低了动态空穴系数的绝对值，所以能够进一步改善压力上升过渡的ΔMCPR和堆芯稳定性的衰减率。
此外，在本实施形式中，由于降低了空穴率从而减小了堆芯的压力损失、增加了自然循环流量，所以能够得到进一步改善ΔMCPR的综合效果。
实施形式4
下面说明本发明实施形式4有关的沸水型原子反应堆。在本实施形式中，与实施形式1相同，将额定输出运行时有关的动态空穴系数设定为大于-5φ的值作为空穴系数有关的设定值。
在实施形式1中设定了燃料组件之间的旁路部宽度，本实施形式中取代上述方式的是设定动态空穴系数大于-5φ，为此，在燃料组件中的若干位置分散配置了水棒。图5是本实施形式有关的燃料组件中燃料棒和水棒配置的横截面图。
如图5所示，燃料组件36是由方筒状管道箱37中捆绑了若干燃料棒38及6根水棒形成的，其内部形成有沸水流路41。水棒中有两根大直径的水棒配置在燃料组件36的中心部位并相互邻接，另外4根配置在燃料组件36的角部位置(即四个角上)，分别是水棒39a、39b、39c和39d。这样，由于部分水棒配置在燃料组件36的角部位置，实际上与图4所示增大燃料组件之间旁路部7的宽度d2具有相同作用，也能够促进中子减速，所以，与实施形式1相同，能够降低空穴反应性系数的绝对值、进一步改善压力上升过渡的ΔMCPR与堆芯稳定性的衰减率。
此外，上述本实施形式有关的燃料组件36中央部位配置的水棒即如图5所示的两根较粗的水棒为40a、40b，其形状、截面积大小及根数不限。
实施形式5
下面说明本发明实施形式5有关的沸水型原子反应堆。在本实施形式中，与实施形式4相同，作为空穴系数的有关设定，设定额定输出运行时的动态空穴系数大于-5φ。
在实施形式4中，燃料组件之间角部位置处配置有四根水棒，而本实施形式中，将上述燃料组件角部位置处配置的水棒去掉并将该角部位置处设置了沸水流路。图6是本实施形式有关的燃料组件中燃料棒和水棒配置的横截面图。
如图6所示，燃料组件42是由方筒状管道箱37中捆绑了燃料棒38及配置在中央部位的两根大直径水棒40a、40b形成的，其内部形成有沸水流路41。燃料组件42的角部位置处设置了既无燃料棒又无水棒的区域(用符号43表示)。这样，燃料组件的角部区域处去掉了传统上配置的燃料棒，并由减速剂置换该燃料棒，实际上与图14所示增大燃料组件间旁路部7的宽度d2具有相同的作用。由此可知，与实施形式4相同，本实施形式能够减小空穴反应性系数的绝对值、进一步改善压力上升过渡的ΔMCPR与堆芯稳定性的衰减率。
与传统的燃料组件或图5所示燃料组件36相比较，本实施形式能够加大管道箱中四个顶点部位的半径。也就是说，对照图4和图5可知，如果将管道箱37的角部变得更加圆滑状，则可以减小管道箱的应力。仅此一点即可减小管道箱37的壁厚、进一步扩大减速剂区域、降低反应性系数。
实施形式6
下面说明本发明实施形式6有关的沸水型原子反应堆。与实施形式1相同，本实施形式中，设定额定输出运行时动态空穴系数大于-5φ，作为空穴系数有关值的设定。
在实施形式1中，设定了燃料组件间旁路部的宽度，而在本实施形式中，代替上述方法的是设置了释放在压力上升过渡中原子反应堆主蒸汽管道上配置的部分排放安全阀的一部分的释放机构，以使动态空穴系数设定值大于-5φ。图7是本实施形式有关的沸水型原子反应堆***的概略示意图。图中，与传统的沸水型原子反应堆相同的结构用图14中相同的符号，说明从略。
在与原子反应堆压力容器11相连接的主蒸汽管17上，连接有排放安全阀18和涡轮蒸汽调节阀19。通常，排放安全阀18处于关闭状态，所以反原子应堆的蒸汽经主蒸汽管17和涡轮蒸汽调节阀流向高压涡轮机20。在沸水型原子反应堆中，当处于压力上升过渡时，涡轮蒸汽调节阀19呈关闭状态。
本实施形式具有如下特征，即当涡轮蒸汽调节阀19处于关闭状态时，排放安全阀打开信号44至少对上述排放安全闭18中的一个进行传输。当上述排放安全阀打开信号44输入后，相应的排放安全阀18被打开，则原子反应堆压力容器内的压力会急速下降。
通过上述一系列的作用过程，能够抑制压力上升过渡过程中原子反应堆压力容器内压力的增大，进一步降低ΔMCPR。
实施形式7
下面说明本发明实施形式7有关的沸水型原子反应堆。与实施形式6相同，本实施形式中，设定额定输出运行时动态空穴系数大于-5φ，作为空穴系数有关值的设定。
在实施形式6中设置了排放安全阀打开机构，而在本实施形式中，代替上述方法的是设置了强制循环装置，使整个堆芯流量的一部分通过强制循环维持运行，这样可使动态空穴系数设置值大于-5φ。图8是本实施形式有关的沸水型原子反应堆***的概略示意图。图中与图14所示传统沸水型原子反应堆相同的结构用同一符号表示，说明从略。
在本实施形式中，原子反应堆压力容器11内的套筒13外侧设置有堆内循环泵45。在该沸水型原子反应堆作输出运行时，堆芯流量的一部分由堆内循环泵45维持循环。在压力上升过渡中，本实施形式具有如下特征，即随着涡轮蒸汽调节阀19的关闭，堆内循环泵停止信号46至少传输到一台堆内循环泵45内。根据上述结构，由于部分或全部堆内循环泵45停止运行使压力上升过渡中减少了部分流量，所以能够在短时期内减小原子反应堆的输出，进而降低ΔMCPR。
根据本实施形式，由于能够通过用堆内循环泵45进行强制循环来控制部分堆芯流量，所以可按照负荷大小进行运行。
不过，当设定用上述堆内循环泵45进行强制循环的流量比例大于整个流量的30％时，由堆内循环泵45停止而引起的ΔMCPR就不能够被忽视，也就是出现了ΔMCPR增加的问题。
因此，在本实施形式中，最好将强制循环流量占总流量的比例设置在30％左右或者30％以下。也就是说，假如堆内循环泵45停止运行，也应设定额定流量的70％以上由自然循环状态来维持运行。这时，即使由于堆芯流量过渡发生时引起堆内循环泵45停止运行，由堆芯流量过渡产生的ΔMCPR通常比由给水过渡产生的ΔMCPR小。因此，实际上也没有必要考虑堆芯流量过渡，也不会发生传统的强制循环原子反应堆内堆芯流量过渡产生的ΔMCPR恶化的现象。
实施形式8
下面说明本发明实施形式8有关的沸水型原子反应堆。与实施形式6相同，在本实施形式中，设定额定输出运行时的动态空穴系数大于-5φ，作为空穴系数有关值的设定。
在实施形式6中设置了排放安全阀打开机构，而在本实施形式中，代替上述方法的是在原子反应堆压力容器上方设置了由堆芯上方***控制棒的控制棒驱动机构，以使动态空穴系数设定值大于-5φ。图9是本实施形式有关的沸水型原子反应堆***的概略示意图。图中与图14所示传统沸水型原子反应堆相同的结构用同一符号表示，说明从略。
在本实施形式中设置有由堆芯14上部***的控制棒15、与该控制棒15相连接且配置在原子反应堆压力容器11上方的控制棒驱动机构47和从堆芯14到套筒13上部导入控制棒15的控制棒引导管48。当压力上升过渡发生时，上部***式的控制棒15靠自重在堆芯14内下落，可迅速抑制堆芯反应性。应用上述结构是因为控制棒迅速***速度即快速停堆速度越快，就越能抑制输出上升速度，并进一步降低ΔMCPR。
在上述将控制棒从上部***的方式中，由于控制棒15靠自重同时***，所以具有能够比图14所示的传统方式即将控制棒从下部***的方式更迅速地进行反应性抑制，降低压力上升过渡的ΔMCPR的效果。
此外，由于从上部***控制棒，所以有可能将堆芯14配置在靠近原子反应堆压力容器11下部的位置上，这样能够将堆芯的重心设定得比传统位置低，提高了抗振性能。
实施形式9
下面说明本发明实施形式9有关的沸水型原子反应堆。与实施形式1相同，本实施形式中，设定额定输出运行时动态空穴系数大于-5φ，作为空穴系数有关值的设定。
图10是本实施形式有关的控制棒密度变化过程的示意图。所谓控制棒密度，是指装入堆芯的全体燃料组件中与所***的控制棒相邻接部分的体积与堆芯全体所占体积之比。本实施形式中，随着燃烧过程的变化，控制棒密度的控制如图中符号30a标明的虚线所示方式进行。
也就是说，运行初期(大约为8GWd/t)，使控制棒密度大致保持在10％左右的状态逐渐将控制棒的一部分选择***。在本实施形式中，即使在循环末期(大约为8～12GWd/t)，尽管将控制棒稍稍拔出使控制棒密度从大约是10％下降到1％左右，但也能保持控制棒的一部分处于***状态。
图中符号30b所指实践表示随着上述控制棒密度的变化，剩余反应性的变化过程。该剩余反应性表示假如上述控制棒全部出时的堆芯反应性。
图11是本实施形式有关的循环末期堆芯控制棒***位置的横截面示意图。该原子反应堆堆芯4表示了具有276件的燃料组件5装载情况下的一个示例。符号51和52表示控制棒位置，其中51表示循环末期处于***状态的控制棒，52表示处于拔出状态的控制棒。在循环末期，61根控制棒中的29根控制棒51处于***状态。
图12是表示处于上述***状态的控制棒51在循环末期***状态示例的堆芯局部侧面示意图。燃料组件至少在下端形成了天然铀再生区。图12表示了在本发明实施形式3中说明过的在轴向上下端处具有天然铀再生区33、34的燃料组件的情况。
在本实施形式中，到了循环末期，控制棒51最大只***到下部再生区34。图12表示了控制棒51***到最大限度时、也就是***下部再生区34的上端的状态。
例如，下部再生区34的长度为燃料有效部全长的3/24，图11所示的29根控制棒51***到图12所示位置时，控制棒的密度大约是5％。
这样，通过将一部分控制棒只***到燃料组件下部由天然铀形成的再生区域，能够使堆芯反应性降低为最小值。
由于从循环初期到循环末期使堆芯内始终保持让一部分控制棒***的状态，当快速停堆(スクラム)时所有的控制棒一起迅速***的情况下，与传统的状态即将所有的控制棒拔出状态相比较，可以在短时间内抑制反应性，也就能够进一步改善ΔMCPR。
在以上的说明中，设定运行周期内控制棒的密度变化完全是平缓的(如图10所示)，但对于非平缓的情况下也自然会有同样的效果。此外，要达到上述效果也并不限于控制棒***方向为从堆芯下部开始，从堆芯上部***即如图9所示的情况也有同样的效果。

Claims (14)

1、一种沸水型原子反应堆，具有内藏堆芯的原子反应堆压力容器，上述堆芯由封装有核燃料的燃料棒和内部通过水流的水棒捆绑在一起；使发电机旋转的涡轮机；和由上述原子反应堆压力容器向上述涡轮机供给蒸汽的主蒸汽管，并由管道箱包围形成的燃料组件构成，其特征在于：上述堆芯具有上述若干燃料组件的间隙处有水流通过的旁路部，通过自然循环进行冷却，并且在额定输出运行时，空穴反应性系数设定在-0.07％Δk/k/空穴率(％)以上、-0.03％Δk/k/空穴率(％)以下。
2、一种沸水型原子反应堆，具有内藏堆芯的原子反应堆压力容器，上述堆芯由封装有核燃料的燃料棒和内部通过水流的水棒捆绑在一起；使发电机旋转的涡轮机；和由上述原子反应堆压力容器向上述涡轮机供给蒸汽的主蒸汽管，并由管道箱包围形成的燃料组件构成，其特征在于：上述堆芯具有上述若干燃料组件的间隙处有水流通过的旁路部，通过自然循环进行冷却，并且在额定输出运行时，空穴反应性系数的绝对值设定在5φ以下。
3、根据权利要求1或者2所记述的沸水型原子反应堆，其特征在于：包括作为核燃料物质的铀235和铀238，并且上述燃料组件根据铀235浓缩度的不同在上下方向上划分为若干区域，在各区域浓缩度差的最大值在0.3wt％以上。
4、根据权利要求1或者2所记述的沸水型原子反应堆，其特征在于：上述核燃料包括铀235和铀238，并且上述燃料组件根据铀235浓缩度的不同在上下方向上划分为若干区域，在该若干个区域中，位于最上部的区域和位于最下部的区域是天然铀或者劣化铀形成的再生区域，其它区域由浓缩铀组成，且设定位于最下部的区域长度大于位于最上部的区域的长度。
5、根据权利要求1或者2所记述的沸水型原子反应堆，其特征在于：核燃料包括铀235和铀238，且燃料组件根据铀235浓缩度的不同在上下方向上划分为若干区域，在该若干个区域中，位于最下部的区域是由天然铀或者劣化铀形成的再生区域，其它区域由浓缩铀组成。
6、根据权利要求1或者2所记述的沸水型原子反应堆，其特征在于：旁路部的宽度为管道箱宽度的12％以上。
7、根据权利要求1或者2所记述的沸水型原子反应堆，其特征在于：在燃料组件的四个角部位置处的配置有水棒。
8、根据权利要求1或者2所记述的沸水型原子反应堆，其特征在于：在燃料组件的四个角部位置处分别设有一个燃料棒所占有的空隙。
9、根据权利要求1或者2所记述的沸水型原子反应堆，其特征在于：具有关闭由设置在主蒸汽管道上的原子反应堆压力容器向涡轮机供给的蒸汽的蒸汽调节阀、将上述蒸汽排放到原子反应堆压力容器外部的排放安全阀和当原子反应堆输出运行过程中涡轮蒸汽调节阀关闭时至少可打开一个排放安全阀的排放安全阀打开机构。
10、一种沸水型原子反应堆，具有内藏堆芯的原子反应堆压力容器，上述堆芯由封装有核燃料的燃料棒和内部通过水流的水棒捆绑在一起；使发电机旋转的涡轮机；和由上述原子反应堆压力容器向上述涡轮机供给蒸汽的主蒸汽管，并由管道箱包围形成的燃料组件构成，其特征在于：上述堆芯具有上述若干燃料组件的间隙处有水流通过的旁路部，并具有设置在原子反应堆压力容器中的堆内循环泵，且额定输出运行时的空穴反应性系数设定在-0.07％Δk/k/空穴率(％)以上、-0.03％Δk/k/空穴率(％)以下的范围内。
11、根据权利要求10所记述的沸水型原子反应堆，其特征在于：额定输出运行过程中仅将上述堆内循环泵停止时的自然循环流量设定为上述堆内循环泵运行时流量的30％以上。
12、根据权利要求10所记述的沸水型原子反应堆，其特征在于：具有将由设置在主蒸汽管道上的原子反应堆压力容器向涡轮机供给的蒸汽关闭的蒸汽调节阀，和原子反应堆输出运行过程中上述蒸汽调节阀关闭时至少停止一台堆内循环泵的强制循环停止装置。
13、根据权利要求1、2、10任一项中所记述的沸水型原子反应堆，其特征在于：具有***上述堆芯的旁路部的控制棒、将该控制棒导入堆芯内的控制棒导向管和将控制棒从堆芯上方插向下方的控制棒驱动机构。
14、一种沸水型原子反应堆的运行方法，具有内藏堆芯的原子反应堆压力容器，上述堆芯由封装有核燃料的燃料棒和内部通过水流的水棒捆绑在一起；由水流通过上述若干燃料组件的间隙处而形成的旁路部；使上述控制棒从堆芯上方向下方***的控制棒驱动机构；使发电机旋转的涡轮机和由上述原子反应堆压力容器向上述涡轮机供给蒸汽的主蒸汽管，在包含有燃料棒的燃料有效部上端或下端的区域中至少有一个区域由天然铀或者劣化铀形成的再生区域，其特征在于：将额定输出运行的空穴反应性系数设定在-0.07％Δk/k/空穴率(％)以上、-0.03％Δk/k/空穴率(％)以下的范围内，在运行循环末期，以上述再生区域与浓缩铀区域的边界位置为限度至少使一根上述控制棒处于***上述堆芯的状态。
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