JPH0385490A - Boiling water reactor and fuel loading method thereof - Google Patents
Boiling water reactor and fuel loading method thereofInfo
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Abstract
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は沸騰水型原子炉及びその燃料装荷方法に関する
ものである。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Field of Industrial Application] The present invention relates to a boiling water nuclear reactor and a fuel loading method thereof.
ウラン資源を節約するためには、燃料親物質から核***
性物質への転換比を高め、原子炉の運転を継続するため
に補充しなければならない核***性物質の量を減少する
方法が有効である。An effective way to conserve uranium resources is to increase the conversion ratio of parent fuel material to fissile material and reduce the amount of fissile material that must be replenished to continue reactor operation. .
１９８２年のＮｕｃｌｅａｒ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ誌
５９巻の第２１２頁から第２２７頁には、ＭＯＸ燃料を
用い転換比を高めた加圧水型原子炉の設計例が開示され
ている。この例では、燃料集合体の格子を正方格子から
三角格子に変更し、更・に燃料棒間隔を３鴫から１０１
１１に稠密配置して、水対燃料体積比を２．０から０．
５と減少している。その結果、中性子スペクトルが硬く
なり、転換比０．９２ が達成できると論じられている
。Nuclear Technology, Vol. 59, 1982, pages 212 to 227 discloses a design example of a pressurized water reactor using MOX fuel and increasing the conversion ratio. In this example, the lattice of the fuel assembly is changed from a square lattice to a triangular lattice, and the fuel rod spacing is changed from 3 to 101.
11, and the water-to-fuel volume ratio was varied from 2.0 to 0.
It has decreased to 5. It is argued that as a result, the neutron spectrum becomes hard and a conversion ratio of 0.92 can be achieved.
しかし、ウラン資源を大幅に節約し、ウラン寿命を大幅
に延長するためには、転換比を更に高め、原子炉に装荷
する核***性プルトニウムと使用済燃料を再処理してと
り出される核***性プルトニウムとの量を同程度にする
必要がある。However, in order to significantly conserve uranium resources and significantly extend the life of uranium, it is necessary to further increase the conversion ratio and combine the fissile plutonium loaded into the reactor with the fissile plutonium extracted by reprocessing spent fuel. It is necessary to have the same amount.
昭和６２年日本原子力学会秋の大会要旨集Ｄ４には、沸
騰水型原子炉において燃料棒間隔１ｍ以上を確保した範
囲で、集合体平均での実効的な水対燃料体積比を０．４
以下にすることで、原子炉に装荷する核***性プルト
ニウムと使用済燃料を再処理してとり出される核***性
プルトニウムとの量を同程度にすることが達成できるこ
とが示されている。Proceedings D4 of the 1986 Atomic Energy Society of Japan Autumn Conference states that the effective water-to-fuel volume ratio on the aggregate average is 0.4 within the range where fuel rod spacing of 1 m or more is secured in boiling water reactors.
It has been shown that by doing the following, it is possible to make the amount of fissile plutonium loaded into a nuclear reactor and the amount of fissile plutonium extracted by reprocessing spent fuel comparable.
天然ウラン資源の寿命を大幅に延長するためには、天然
ウラン利用率のよい上述の炉心（昭和６２年日本原子力
学会秋の大会要旨集Ｄ４記載）による発電割合を増大す
ることが有効であるが、そのためには単位プルトニウム
装荷量あたりの総発電量を増加しなければならない、し
かし、炉心の比出力を増大すると、熱的余裕の減少ある
いは圧損が増大する問題があった。In order to significantly extend the lifespan of natural uranium resources, it is effective to increase the proportion of power generation by the above-mentioned reactor core (described in D4 of the 1986 Atomic Energy Society of Japan Autumn Conference Abstracts), which has a high utilization rate of natural uranium. To achieve this, it is necessary to increase the total power generation per unit plutonium loading. However, increasing the specific power of the reactor core has the problem of decreasing thermal margin or increasing pressure drop.
一方、アクチノイド核種（以下、本発明でアクチノイド
核種とはＴｈ、Ｕ、Ｐｕの核燃料物質を除いたものと定
義する）を炉心内に隔離する目的のため、再処理後取り
出されたアクチノイド核種をプルトニウムと一緒に炉心
にリサイクルすることが検討されている。上述の炉心は
出力係数が負であり、異常な過渡変化や事故時の安全余
裕が、現行軽水炉と同程度であることが、数値解析によ
り確認されている。しかし、アクチノイド核種はボイド
係数を増大する効、果があり、これを解消するためには
、燃料の取出燃焼度を減少しなければならない問題があ
った。On the other hand, for the purpose of isolating actinide nuclides (hereinafter, in the present invention, actinide nuclides are defined as those excluding Th, U, and Pu nuclear fuel materials) in the reactor core, the actinide nuclides extracted after reprocessing are used as plutonium. Consideration is being given to recycling it together with the reactor core. Numerical analysis has confirmed that the above-mentioned core has a negative power coefficient, and that the safety margin in the event of abnormal transient changes or accidents is comparable to that of current light water reactors. However, actinide nuclides have the effect of increasing the void coefficient, and in order to solve this problem, the fuel extraction burnup must be reduced.
本発明は以上の点に鑑みなされたものであり、炉心の特
性を損うことなくボイド係数の低減を可能とした沸騰水
型原子炉及びその燃料装荷方法を提供することを目的と
するものである。The present invention has been made in view of the above points, and an object thereof is to provide a boiling water nuclear reactor and a method for loading fuel therein, which make it possible to reduce the void coefficient without impairing the characteristics of the reactor core. be.
上記目的は、炉心の等価直径りと有効長Ｈとの比Ｈ／Ｄ
を、０．２から０．３の範囲の０．２乙Ｈ／ Ｄり０
、３ とすることにより、達成される。また、炉心の
等価直径りと有効長Ｈとの比Ｈ／Ｄを。The above objective is the ratio H/D of the equivalent diameter of the core to the effective length H.
, 0.2 H/D in the range of 0.2 to 0.3
, 3. Also, the ratio H/D between the equivalent diameter of the core and the effective length H.
０．２から０．３の範囲の０．２≦−Ｈ／ Ｄ り０
、３とし、炉心から取り出された燃料を再処理し、核分
裂生成物、ウランの少なくとも核***生成物を除く他の
物質を再び炉心に装荷することにより、そしてまた、炉
心の等価直径りと有効長Ｈとの比Ｈ／Ｄを、０．２から
０．３の範囲の０．２≦−Ｈ／Ｄ≦０．３とし、炉心お
よび上記炉心以外の炉心から取り出された燃料を再処理
し、核***生成物、ウランの少なくとも核***生成物を
除くアクチノイド核種を上記炉心の燃料に混合し、再び
炉心に装荷することにより、達成される。0.2≦-H/D in the range of 0.2 to 0.3
, 3, by reprocessing the fuel removed from the core and reloading the core with fission products, uranium and other materials excluding at least the fission products, and also reducing the equivalent diameter and effective length of the core. The ratio H/D with H is set to 0.2≦−H/D≦0.3 in the range of 0.2 to 0.3, and the reactor core and the fuel taken out from the reactor core other than the above core are reprocessed, This is achieved by mixing nuclear fission products and actinide nuclides of uranium, excluding at least the fission products, with the fuel in the reactor core, and loading the mixture into the reactor core again.
上記手段を設けたので、中性子もれ量が多くなり、原子
炉に装荷する核***性プルトニウムと使用済燃料を再処
理して取り出される核***性プルトニウムとの量を同程
度にすることができるようになって、ボイド係数が小さ
くなり、炉心の特性が維持される。By providing the above means, the amount of neutron leakage will increase, and the amount of fissile plutonium loaded into the reactor and the amount of fissile plutonium extracted by reprocessing spent fuel can be made equal. As a result, the void coefficient becomes smaller and the core characteristics are maintained.
すなわち炉心のボイド係数は、ボイド率変化に伴い、（
イ）燃料格子定数が変化することによる炉心からの中性
子もれ量の変化と、（ロ）中性子スペクトルが変化する
ことによる中性子無限増倍率の変化とによって決る。し
かし本発明で対象としている転換比を高めることを目的
とした炉心においては、（ロ）を変えることは目的に矛
盾する方向であり、理論的に困難である。すなわちボイ
ド係数を調整するためには、（イ）の中性子もれ量を調
整することが必要となる。In other words, the void coefficient of the core changes as the void ratio changes (
It is determined by (a) changes in the amount of neutrons leaking from the core due to changes in the fuel lattice constant, and (b) changes in the infinite neutron multiplication factor due to changes in the neutron spectrum. However, in a reactor core whose purpose is to increase the conversion ratio, which is the object of the present invention, changing (b) is in a direction inconsistent with the purpose and is theoretically difficult. That is, in order to adjust the void coefficient, it is necessary to adjust the amount of neutron leakage in (a).
炉心から中性子がもれない確率Ｐは、Ｂ２をバックリン
グ、Ｍ２を移動距離とした場合、一般に下記のように書
ける。The probability P that neutrons do not leak from the reactor core can be generally written as follows, where B2 is the buckling and M2 is the travel distance.
炉心を円柱形に近似して考えると、バックリングＢ２は
、
と書け、通常Ｍ”Ｂ”＜１が満足されるので、炉心から
中性子がもれる確率Ｌ （＝１−Ｐ）は、結局法のよう
になる。If we approximate the core as a cylinder, the buckling B2 can be written as, and since M"B"< 1 is usually satisfied, the probability L (=1-P) of neutrons leaking from the core is ultimately become that way.
Ｌ’；Ｍ”Ｂ” ・・・（
３）従って、Ｌを大きくするためには、Ｍ２あるいはＢ
ｚを増大させればよい１Ｍ２は冷却材密度すなわち中性
子スペクトルに依存する量であり、蒸気体積率の増加（
冷却材密度の減少）と共に増大する。すなわち炉心から
の中性子もれ量は、一般にボイド率と共に増大するため
、ボイド係数を減少する働きがあることが分かる。この
効果を大きくするためには、中性子スペクトルに依存し
ないＢ２を増大すればよい。L'；M"B"...(
3) Therefore, in order to increase L, M2 or B
The amount of 1M2 that needs to be increased by increasing z depends on the coolant density, that is, the neutron spectrum, and the increase in vapor volume fraction (
(decreasing coolant density). In other words, since the amount of neutron leakage from the core generally increases with the void ratio, it can be seen that it works to reduce the void coefficient. In order to increase this effect, it is sufficient to increase B2, which does not depend on the neutron spectrum.
式（２）はＤ（炉心の等価直径）、Ｈ（炉心有効長）を
共に減少（炉心を小さくする）し、炉心の単位体積あた
りの表面積を増大することが有効であることを示してい
る。しかし、炉心体積が保存するという条件の下では、
Ｋ＝Ｈ／Ｄ＝０．９２でＢ２が最小になり、この値より
ずれるほどＢ２を増大できる０通常の原子炉は、Ｈ／Ｄ
が０．９２より小さな値に設定されており、すなわち、
炉心を偏平にすることでボイド係数を減少できる。Equation (2) shows that it is effective to reduce both D (equivalent diameter of the core) and H (core effective length) (make the core smaller) and increase the surface area per unit volume of the core. . However, under the condition that the core volume is conserved,
B2 is the minimum at K = H/D = 0.92, and the more it deviates from this value, the more B2 can be increased.0 In a normal nuclear reactor, H/D
is set to a value smaller than 0.92, that is,
The void coefficient can be reduced by making the core flat.
第３図にはＫ （）！／Ｄ）と中性子もれ量との関係が
示されている。基準としたのは、前述の公知例（昭和６
２年日本原子力学会秋の大会要旨集Ｄ４）に示された炉
心で、Ｈ＝２００ＣＩｌ、Ｄ ＝４７２ａ１１である。Figure 3 shows K ()! /D) and the amount of neutron leakage is shown. The standard was the above-mentioned known example (Showa 6
The core shown in the 2016 Atomic Energy Society of Japan Autumn Conference Abstracts D4) has H = 200 CIl and D = 472a11.
同図から明らかなように、炉心体積を一定にしてＫを減
少すると、中性子もれ量が著しく増大する。なお、同図
において点線は基準値である。このような炉心形状にす
ると、炉心からとり出された燃料に含まれるプルトニウ
ムとアクチノイドとを天然ウランに富化し、再び燃料と
して炉心に装荷しても、ボイド係数を基準値に保つこと
が可能となる。アクチノイドをプルトニウムと同時に燃
料としてリサイクルする場合、ボイド係数は基準値に比
べ３０％以上増大する。従って上述の目的を達成するた
めには、同図より明らかなように、Ｋの値を０．３以下
にすればよい。As is clear from the figure, when the core volume is kept constant and K is decreased, the amount of neutron leakage increases significantly. In addition, in the figure, the dotted line is the reference value. With such a core shape, it is possible to enrich the plutonium and actinides contained in the fuel taken out of the core with natural uranium and maintain the void coefficient at the standard value even when the fuel is loaded back into the core as fuel. Become. When actinides are recycled as fuel at the same time as plutonium, the void coefficient increases by more than 30% compared to the standard value. Therefore, in order to achieve the above object, the value of K should be set to 0.3 or less, as is clear from the figure.
第４図にはＫ （Ｈ／Ｄ）と所要核***性プルトニウム
重量割合との関係が示されている。基準は第３図の場合
と同じであり、図中点線は基準値である。中性子もれ量
の増加に伴って炉心の反応度は低下するため、核***性
プルトニウム重量割合を増大しなければならない、プル
トニウム重量割合の増加、すなわちプルトニウムインベ
ントリ−の増加は、プルトニウムによる発電効率を低下
すると共に、転換比の低下をもたらす、具体的には原子
炉に装荷する核***性プルトニウムと使用済燃料を再処
理してとり出される核***性プルトニウムとの量を同程
度にするためには、核***性プルトニウム重量割合の増
加幅を１ｗ１０以下に留める必要がある。すなわち同図
から明らかなように、Ｋの値を０．２ 以上にすればよ
い。FIG. 4 shows the relationship between K (H/D) and the required weight proportion of fissile plutonium. The standard is the same as in FIG. 3, and the dotted line in the figure is the standard value. As the reactivity of the reactor core decreases as the amount of neutron leakage increases, the weight percentage of fissile plutonium must be increased.Increasing the weight percentage of plutonium, that is, increasing the plutonium inventory, reduces the efficiency of power generation using plutonium. At the same time, in order to make the amount of fissile plutonium loaded into a nuclear reactor and the amount of fissile plutonium extracted by reprocessing spent fuel similar, it is necessary to reduce the conversion ratio. It is necessary to keep the increase in the weight ratio of plutonium to 1w10 or less. That is, as is clear from the figure, the value of K may be set to 0.2 or more.
以上のことから、本実施例では炉心の等価直径りと有効
長Ｈとの比Ｈ／Ｄを、０．２から０．３の範囲の０．２
≦Ｈ／Ｄ−≦０．３としたのである。From the above, in this example, the ratio H/D of the equivalent diameter of the core to the effective length H is set to 0.2 in the range of 0.2 to 0.3.
≦H/D−≦0.3.
以下、図示した実施例に基づいて本発明を説明する。第
１図、第２図および第１表には本発明の一実施例が示さ
れている。冷却材が複数の燃料集合体ｌで構成される炉
心２を通って流れる沸騰水型原子炉で、本実施例では炉
心２の等価直径りと有効長Ｈとの比Ｈ／Ｄを、０．２か
ら０．３の範囲の０．２．≦−Ｈ／Ｄ−≦０．３とした
。そして炉心２の等価直径りと有効長Ｈとの比Ｈ／Ｄを
、０．２ から０．３の範囲の０．２．≦−Ｈ／Ｄ−≦
、０．３ とし、炉心２から取り出された燃料を再処理
し、核***生成物、ウランの少なくとも核***生成物を
除く他の物質を再び炉心２に装荷するようにした。そし
てまた、炉心２の等価直径りと有効長Ｈとの比Ｈ／Ｄを
、０．２から０．３の範囲の０．２≦Ｈ／Ｄく０．３
とし、炉心２および炉心２以外の炉心から取り出された
燃料を再処理し、核***生成物、ウランの少なくとも核
***生成物を除くアクチノイド核種を炉心２の燃料に混
合し、再び炉心２に装荷するようにした。このようにす
ることにより中性子もれ量が多く、原子炉に装荷する核
***性プルトニウムと使用済燃料を再処理して取り出さ
れる核***性プルトニウムとの量を同程度にすることが
できるようになって、ボイド係数が小さく、炉心の特性
が維持されるようになり、炉心２の特性を損うことなく
ボイド係数の低減を可能とした沸騰水型原子炉及びその
燃料装荷方法を得ることができる。The present invention will be explained below based on the illustrated embodiments. An embodiment of the present invention is shown in FIGS. 1, 2, and Table 1. In a boiling water reactor in which coolant flows through a core 2 made up of a plurality of fuel assemblies 1, in this embodiment, the ratio H/D of the equivalent diameter of the core 2 to the effective length H is 0. 0.2 in the range 2 to 0.3. ≦-H/D-≦0.3. Then, the ratio H/D of the equivalent diameter of the core 2 to the effective length H is set to 0.2 in the range of 0.2 to 0.3. ≦−H/D−≦
, 0.3, the fuel taken out from the reactor core 2 is reprocessed, and the nuclear fission products, uranium, and at least other substances other than the fission products are loaded into the reactor core 2 again. Then, the ratio H/D between the equivalent diameter and the effective length H of the core 2 is set to 0.2≦H/D in the range of 0.2 to 0.3.
The fuel taken out from core 2 and cores other than core 2 will be reprocessed, fission products and actinide nuclides excluding at least the fission products of uranium will be mixed with the fuel in core 2, and the fuel will be loaded into core 2 again. I made it. This allows for a large amount of neutron leakage, making it possible to equalize the amount of fissile plutonium loaded into the reactor with the amount of fissile plutonium extracted by reprocessing spent fuel. It is possible to obtain a boiling water nuclear reactor and its fuel loading method in which the void coefficient is small, the core characteristics are maintained, and the void coefficient can be reduced without impairing the characteristics of the reactor core 2.
すなわち９００ＭＷｅの沸騰水型原子炉を例にとって説
明する。炉心２（第１図参照）には第２図に示されてい
る正六角形の燃料集合体１が７８１本装荷されている。That is, an explanation will be given by taking a 900 MWe boiling water reactor as an example. The reactor core 2 (see FIG. 1) is loaded with 781 regular hexagonal fuel assemblies 1 shown in FIG. 2.
燃料集合体１は、外径１１．８ｍの燃料棒３が１５１本
、燃料棒間隔１．３ｍで三角格子に配列されており、さ
らに制御棒案内管４が集合体あたり１８本設置されてい
る。なお、第１図で５はブランケット、第２図で６はチ
ャンネルボックスである。この炉心２の炉心有効長は１
３５Ｇ、炉心等価直径は５１２Ｇｍで、Ｋ （Ｈ／Ｄ）
は０．２６である。このように構成した本実施例の沸騰
水型原子炉は、炉心仕様が示されている第１表からも明
らかなように、公知例のそれに比べ出力密度を約２倍に
できる。これは燃料棒間隔を１．５ｍから１．３■にし
、炉心出口クォリティを４０％から２８％に下げたこと
による。The fuel assembly 1 has 151 fuel rods 3 with an outer diameter of 11.8 m arranged in a triangular lattice with fuel rod spacing of 1.3 m, and 18 control rod guide pipes 4 are installed per assembly. . In addition, 5 in FIG. 1 is a blanket, and 6 in FIG. 2 is a channel box. The core effective length of this core 2 is 1
35G, core equivalent diameter is 512Gm, K (H/D)
is 0.26. As is clear from Table 1 showing the core specifications, the boiling water reactor of this embodiment configured in this manner can have a power density approximately twice as high as that of the known example. This is due to the fuel rod spacing being increased from 1.5 m to 1.3 square meters and the core exit quality being lowered from 40% to 28%.
燃料集合体入口温度を一定とすると、炉心出口クォリテ
ィすなわちが心平均の蒸気体積率が小さ第
表
いことは、冷却材流量が多いことを意味し、その結果、
冷却能力が向上し、沸騰遷移を起す限界出力の値が増加
する。第５図には限界出力に対する集合体出力の熱的余
裕（限界出力比）を一定とした条件の下での、燃料集合
体出力が示されている。Assuming that the fuel assembly inlet temperature is constant, the fact that the core outlet quality, that is, the core average steam volume fraction, is small means that the coolant flow rate is large, and as a result,
The cooling capacity is improved, and the value of the critical power that causes boiling transition is increased. FIG. 5 shows the fuel assembly output under the condition that the thermal margin (limit output ratio) of the assembly output to the limit output is constant.
燃料棒間隔を狭くし、炉心の蒸気体積率を小さくするこ
とによって、燃料集合体出力を増加できる。By narrowing the fuel rod spacing and reducing the steam volume fraction in the core, fuel assembly output can be increased.
しかし、この時燃料集合体出力の増加に伴って、炉心冷
却材流量を増加させているので、限界出力比を一定とし
た場合の炉心圧損と蒸気体積率との関係が示されている
第６図に示されているように、炉心圧損が増加すること
になる。なお同図で縦軸の規格化した炉心圧損は、蒸気
体積率が５０％の時の圧損を１とした時の圧損である。However, at this time, as the fuel assembly output increases, the core coolant flow rate is increased, so the relationship between the core pressure drop and the steam volume fraction when the critical power ratio is held constant is shown in Section 6. As shown in the figure, the core pressure drop will increase. Note that the normalized core pressure loss on the vertical axis in the figure is the pressure loss when the pressure loss when the steam volume fraction is 50% is set to 1.
第７図には燃料集合体出力を一定として、燃料集合体の
高さを変化させた時の、炉心圧損と限界出力とが示され
ている。なお縦軸の規格化した炉心圧損、限界出力は炉
心高さ２ｍの時の圧損、限界出力をｌとした時の圧損、
限界出力である０本実施例のように冷却材入口温度が飽
和温度に近ければ、燃料集合体の高さを変えても、集合
休出カ一定の条件の下では限界出力はほとんど変化しな
い、それに対し鉄心圧損は炉心高さを小さくすれば、直
線的に減少する。FIG. 7 shows the core pressure drop and the critical output when the fuel assembly height is changed while the fuel assembly output is constant. Note that the vertical axis shows the normalized core pressure drop, the limit power is the pressure drop when the core height is 2 m, the pressure drop is when the limit power is 1,
The limit output is 0.If the coolant inlet temperature is close to the saturation temperature as in this example, even if the height of the fuel assembly is changed, the limit output will hardly change under the condition that the collective rest force is constant. On the other hand, core pressure loss decreases linearly by decreasing the core height.
本実施例では炉心有効長を公知例の２０００１１から１
３５Ｇｍにして、Ｋの値の減少を実現している。In this example, the core effective length was changed from 200011 in the known example to 1.
At 35Gm, a reduction in the value of K has been realized.
炉心有効長を減少した結果、冷却材流量を公知例の２倍
にしたのにかかわらず、炉心圧力損失および熱的余裕は
現行軽水炉波になっている。As a result of reducing the core effective length, the core pressure loss and thermal margin are similar to current light water reactor waves, even though the coolant flow rate has been doubled compared to the known example.
取出燃焼度を４５ＧＷｄ／ｌとし、ＳＯ８被覆管に天然
ウランとプルトニウムとを混合した酸化物ペレットを充
填した場合の特性が第２表に示されている。このように
構成した炉心は、炉心形状第 ２ 表
を偏平にしたことで、ボイド係数を零にすることができ
た。Table 2 shows the characteristics when the extraction burnup was 45 GWd/l and the SO8 cladding was filled with oxide pellets containing a mixture of natural uranium and plutonium. The core configured in this manner was able to reduce the void coefficient to zero by making the core shape in Table 2 flat.
炉心形状は、炉心出力に応じて０．２．≦−Ｋ＜０．３
の範囲で決めることができる。The core shape varies from 0.2 to 0.2 depending on the core power. ≦-K<0.3
It can be determined within the range.
電気出力６００ＭＷでは第２図に示す正六角形の燃料集
合体が６０１体装荷されている。この場合の炉心有効長
は１１０ｍ、炉心等価直径は４４９備で、Ｋ （Ｈ／Ｄ
）は０．２４である。炉心有効長がさらに低くなってい
るので、出力密度を高めても圧損、熱的余裕はほとんど
変らない、また本炉心は、現行ＢＷＲ１５型の圧力容器
内に入る炉心形状となっている。At an electric output of 600 MW, 601 regular hexagonal fuel assemblies shown in FIG. 2 are loaded. In this case, the core effective length is 110 m, the core equivalent diameter is 449 mm, and K (H/D
) is 0.24. Since the effective core length has been further reduced, pressure loss and thermal margin will hardly change even if the power density is increased, and this core is designed to fit inside the current BWR15 type pressure vessel.
本発明の他の実施例は、燃料として現行軽水炉の取出し
燃料から再処理された減損ウランを天然ウランの代りに
用いた場合である。減損ウランのＵ−２３５重量割合は
天然ウランと同程度であり、炉心性能は第２表とほぼ同
じである。本実施例の利点は、炉心の運転を継続するの
に天然ウランが必要ない点で、その結果、省ウラン効果
を前述の場合より向上することができる。Another embodiment of the present invention is to use depleted uranium reprocessed from extracted fuel from current light water reactors as fuel instead of natural uranium. The U-235 weight percentage of depleted uranium is comparable to that of natural uranium, and the core performance is almost the same as shown in Table 2. The advantage of this embodiment is that natural uranium is not required to continue the operation of the reactor core, and as a result, the uranium saving effect can be improved compared to the case described above.
本発明の更に他の実施例は、上述の本発明の一実施例の
燃料として、天然ウランに、プルトニウムと同様に再処
理して取り出されたＮＰ、Ａｍ。In yet another embodiment of the present invention, NP and Am are extracted from natural uranium by reprocessing it in the same manner as plutonium, as the fuel in the embodiment of the present invention described above.
Ｃｍ等の全７クチノイドを混合して用いた場合である。This is a case where a mixture of all seven cutinoids such as Cm is used.
全炉心を本燃料集合体で構成しても、ボイド係数の減少
により、取出燃焼度を低減しなくても出力係数を負に保
つことができる。また、本炉心は中性子スペクトルが硬
いので、炉内でのアクチノイド発生量も抑制でき、炉心
に装荷するアクチノイド量と炉心から取り出されるアク
チノイド量とが同じになる状態を実現できる。その結果
、本実施例はアクチノイド核種の炉内隔離が達成できる
。Even if the entire core is configured with this fuel assembly, the power coefficient can be kept negative without reducing the extraction burnup due to the decrease in the void coefficient. Furthermore, since this core has a hard neutron spectrum, the amount of actinides generated within the reactor can be suppressed, and a state can be realized in which the amount of actinides loaded into the core is equal to the amount of actinides taken out from the core. As a result, in this embodiment, actinide nuclides can be isolated in the reactor.
以上説明したように本実施例によれば、炉心有効長と炉
心等価直径との比を最適にすることにより、炉心性能を
損うことなくボイド係数を減少できる。また、その結果
、アクチノイド核種の炉内隔離に好適な炉心が提供でき
る。As explained above, according to this embodiment, by optimizing the ratio between the core effective length and the core equivalent diameter, the void coefficient can be reduced without impairing the core performance. Moreover, as a result, a reactor core suitable for in-reactor isolation of actinide nuclides can be provided.
また、炉心有効長を低くしたので、熱的余裕を損うこと
なく、炉心圧損を低減できる。In addition, since the core effective length is reduced, core pressure loss can be reduced without sacrificing thermal margin.
なお１本実施例では燃料としてプルトニウム。In this example, plutonium is used as the fuel.
ウランの酸化物の使用を想定しているが、これのみに限
るものではなく窒化物を使用することもできる。窒化物
を用いれば、燃料密度が増大するため、転換比を酸化物
使用の場合よりも高めることができる。Although it is assumed that uranium oxide is used, the present invention is not limited to this, and nitride can also be used. The use of nitrides allows higher conversion ratios than with oxides due to the increased fuel density.
上述のように本発明は炉心の特性を損うことなくボイド
係数を低減することができるようになって、炉心の特性
を損うことなくボイド係数の低減を可能とした沸騰水型
原子炉及びその燃料装荷方法を得ることができる。As described above, the present invention provides a boiling water nuclear reactor and a boiling water reactor that can reduce the void coefficient without impairing the characteristics of the core. That fuel loading method can be obtained.
第１図（ａ）、（ｂ）は本発明の沸騰水型原子炉の一実
施例の炉心を示すもので（ａ）は横断面図、（ｂ）は縦
断面図、第２図は同じく一実施例の燃料集合体の横断面
図、第３図は炉心形状パラメータにと中性子もれ量との
関係を示す特性図、第４図は炉心形状パラメータにと所
要プルトニウム富化度との関係を示す特性図、第５図は
限界出力比一定の場合の蒸気体積率と集合体出力との関
係を示す特性図、第６図は限界出力比一定の場合の蒸気
体積率と炉心圧損との関係を示す特性図、第７図は蒸気
体積率５０％の場合の炉心高さと炉心圧損、限界出力と
の関係を示す特性図である。
１・・・燃料集合体、２・・・炉心。
第
１
図
第
図
第
図
Ｋ（Ｈ／Ｄ）
第
図
０．２
０．４ ０．６
Ｋ（Ｈ／Ｄ）
０．８
第
５
図
０
０
蒸気体積率（引
０
第
図
蒸気体積率（引Figures 1 (a) and (b) show the core of an embodiment of the boiling water nuclear reactor of the present invention, where (a) is a cross-sectional view, (b) is a longitudinal cross-sectional view, and Figure 2 is the same. A cross-sectional view of a fuel assembly in one embodiment, Figure 3 is a characteristic diagram showing the relationship between core shape parameters and neutron leakage, and Figure 4 is a relationship between core shape parameters and required plutonium enrichment. Figure 5 is a characteristic diagram showing the relationship between steam volume fraction and aggregate power when the critical power ratio is constant, and Figure 6 is a characteristic diagram showing the relationship between steam volume fraction and core pressure drop when the critical power ratio is constant. FIG. 7 is a characteristic diagram showing the relationship between core height, core pressure drop, and critical power when the steam volume fraction is 50%. 1...Fuel assembly, 2...Reactor core. Figure 1 Figure Figure K (H/D) Figure 0.2 0.4 0.6 K (H/D) 0.8 Figure 5 0 0 Steam volume fraction (subtract 0 Figure Steam volume fraction ( Pull
Claims (1)
て流れる沸騰水型原子炉において、前記炉心の等価直径
Ｄと有効長Ｈとの比Ｈ／Ｄを、０．２から０．３の範囲
の０．２≦Ｈ／Ｄ≦０．３としたことを特徴とする沸騰
水型原子炉。 ２、前記燃料集合体が、実効的な水対燃料体積比が０．
４以下で、ウランとプルトニウムとの混合物が燃料とさ
れたものである特許請求の範囲第１項記載の沸騰水型原
子炉。 ３、前記燃料集合体の核燃料物質が、天然ウランとプル
トニウムとの混合物である特許請求の範囲第１項または
第２項記載の沸騰水型原子炉。 ４、前記燃料集合体の核燃料物質が、回収ウランをプル
トニウムに混合されたものである特許請求の範囲第１項
または第２項記載の沸騰水型原子炉。 ５、冷却材が複数の燃料集合体で構成される炉心を通つ
て流れる沸騰水型原子炉の燃料装荷方法において、前記
炉心の等価直径Ｄと有効長Ｈとの比Ｈ／Ｄを、０．２か
ら０．３の範囲の０．２≦Ｈ／Ｄ≦０．３とし、前記炉
心から取り出された燃料を再処理し、核***生成物、ウ
ランの少なくとも核***生成物を除く他の物質を再び前
記炉心に装荷するようにしたことを特徴とする沸騰水型
原子炉の燃料装荷方法。 ６、冷却材が複数の燃料集合体で構成される炉心を通つ
て流れる沸騰水型原子炉の燃料装荷方法において、前記
炉心の等価直径Ｄと有効長Ｈとの比Ｈ／Ｄを、０．２か
ら０．３の範囲の０．２≦Ｈ／Ｄ≦０．３とし、前記炉
心および前記炉心以外の炉心から取り出された燃料を再
処理し、核***生成物、ウランの少なくとも核***生成
物を除くアクチノイド核種を前記炉心の燃料に混合し、
再び炉心に装荷するようにしたことを特徴とする沸騰水
型原子炉の燃料装荷方法。[Claims] 1. In a boiling water nuclear reactor in which coolant flows through a core composed of a plurality of fuel assemblies, the ratio H/D between the equivalent diameter D and the effective length H of the core is A boiling water nuclear reactor characterized in that 0.2≦H/D≦0.3 in the range of 0.2 to 0.3. 2. The fuel assembly has an effective water to fuel volume ratio of 0.
4 or less, and the boiling water reactor is fueled by a mixture of uranium and plutonium. 3. The boiling water nuclear reactor according to claim 1 or 2, wherein the nuclear fuel material of the fuel assembly is a mixture of natural uranium and plutonium. 4. The boiling water nuclear reactor according to claim 1 or 2, wherein the nuclear fuel material of the fuel assembly is a mixture of recovered uranium and plutonium. 5. In a fuel loading method for a boiling water reactor in which coolant flows through a core composed of a plurality of fuel assemblies, the ratio H/D between the equivalent diameter D and the effective length H of the core is 0. 0.2≦H/D≦0.3 in the range of 2 to 0.3, and the fuel taken out from the core is reprocessed to remove fission products, uranium, and at least other materials other than fission products. A method for loading fuel into a boiling water reactor, characterized in that fuel is loaded into the reactor core. 6. A fuel loading method for a boiling water reactor in which coolant flows through a core composed of a plurality of fuel assemblies, in which the ratio H/D between the equivalent diameter D and the effective length H of the core is 0. 0.2≦H/D≦0.3 in the range of 2 to 0.3, and reprocessing the fuel taken out from the reactor core and reactor cores other than the above, and removing at least the fission products of uranium. Mixing actinide nuclides with the excluded actinide nuclides into the fuel of the reactor core,
A fuel loading method for a boiling water reactor, characterized in that fuel is loaded into the reactor core again.
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| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1223377A JP2731599B2 (en) | 1989-08-30 | 1989-08-30 | Boiling water reactor and its fuel loading method |
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|---|---|
| JPH0385490A true JPH0385490A (en) | 1991-04-10 |
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|---|---|
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Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5812621A (en) * | 1994-07-08 | 1998-09-22 | Hitachi, Ltd. | Reactor core for a light water cooled reactor, fuel assembly and control rod |
-
1989
- 1989-08-30 JP JP1223377A patent/JP2731599B2/en not_active Expired - Fee Related
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5812621A (en) * | 1994-07-08 | 1998-09-22 | Hitachi, Ltd. | Reactor core for a light water cooled reactor, fuel assembly and control rod |
| US5940461A (en) * | 1994-07-08 | 1999-08-17 | Hitachi, Ltd. | Reactor core for a light water cooled reactor, fuel assembly and control rod |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2731599B2 (en) | 1998-03-25 |
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