JPH04291195A - Core of reactor - Google Patents
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Landscapes
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Abstract
Description
【０００１】［発明の目的］[Object of the invention]
【０００２】0002
【産業上の利用分野】本発明は原子炉の運転中と停止中
とで炉心内の減速材対燃料比を制御することによって炉
停止余裕を向上させ、以て燃料経済性の向上およびウラ
ン資源の効率的な利用を実現することのできる原子炉の
炉心に関する。[Industrial Application Field] The present invention improves reactor shutdown margin by controlling the ratio of moderator to fuel in the reactor core during operation and shutdown, thereby improving fuel economy and uranium resources. This invention relates to a nuclear reactor core that can realize the efficient use of nuclear reactors.
【０００３】0003
【従来の技術】図８は従来の沸騰水型原子炉の一例を概
略的に示す縦断面図である。原子炉圧力容器１の中心部
には、円筒形のシュラウド２の内側に炉心支持板３に支
持された炉心４が設けられ、炉心４の上方には上部格子
板５が設置される。原子炉の冷却材（水）はシュラウド
２の外側のダウンカマ６を下降して、炉心３の下方の下
部プレナム７に至る。その後、冷却材は上昇して炉心４
を通過し、この間に沸騰し気液二相流となって、上部プ
レナム８を経て気水分離器９に到達する。気水分離器９
では、冷却水は水と水蒸気に分離される。水蒸気は蒸気
乾燥器１０で乾燥された後、図示しないタービンに送ら
れ、他方水は再びダウンカマ６を経て上述のルートで炉
心４に導入される。2. Description of the Related Art FIG. 8 is a vertical sectional view schematically showing an example of a conventional boiling water nuclear reactor. At the center of the reactor pressure vessel 1, a reactor core 4 supported by a core support plate 3 is provided inside a cylindrical shroud 2, and an upper lattice plate 5 is provided above the reactor core 4. The reactor coolant (water) descends through a downcomer 6 outside the shroud 2 and reaches a lower plenum 7 below the reactor core 3. After that, the coolant rises to the core 4.
During this time, it boils and becomes a gas-liquid two-phase flow, which passes through the upper plenum 8 and reaches the steam-water separator 9. Steam water separator 9
In this case, cooling water is separated into water and steam. After the steam is dried in the steam dryer 10, it is sent to a turbine (not shown), while the water is again introduced into the core 4 via the downcomer 6 via the above-mentioned route.
【０００４】図９は炉心４を示す横断面図である。炉心
４は円筒形をしたシュラウド２内に、高さ約４ｍの□印
で示す燃料集合体１１をほぼ円形になるように多数体規
則正しく等間隔で配列して構成されている。これらの燃
料集合体１１は４体で１つのセルを構成し、この１つの
セルに１本の割合で＋印で示す制御棒１２が炉心下部か
ら挿抜自在に設けられる。FIG. 9 is a cross-sectional view showing the reactor core 4. As shown in FIG. The reactor core 4 is constructed of a cylindrical shroud 2 in which a large number of fuel assemblies 11 each having a height of about 4 m and indicated by □ are regularly arranged at equal intervals so as to form a substantially circular shape. Four of these fuel assemblies 11 constitute one cell, and one control rod 12 (indicated by a + mark) is provided in each cell so that it can be inserted and removed from the lower part of the reactor core.
【０００５】燃料集合体１１は図１０に示すように、チ
ャンネルボックス１３内に多数本の燃料棒１４が規則正
しく配列されて収容されている。燃料棒１４はジルコニ
ウム合金製の被覆管１５内に二酸化ウランを焼結した燃
料ペレット１６が充填されて構成される。多数本の燃料
棒１４のうち、一部の燃料はその中を冷却水が流れるウ
ォータロッド１７に置き代っている。各燃料棒１４の間
を流れる冷却水は燃料棒１４からの熱を受けて沸騰し気
液二相流となるが、チャンネルボックス１３の外側およ
びウォータロッド１７内を流れる冷却水は沸騰しない。As shown in FIG. 10, the fuel assembly 11 has a large number of fuel rods 14 regularly arranged and housed in a channel box 13. The fuel rod 14 is constructed by filling a zirconium alloy cladding tube 15 with fuel pellets 16 made of sintered uranium dioxide. Among the many fuel rods 14, some of the fuel is replaced by water rods 17 through which cooling water flows. The cooling water flowing between each fuel rod 14 receives heat from the fuel rods 14 and boils to become a gas-liquid two-phase flow, but the cooling water flowing outside the channel box 13 and inside the water rod 17 does not boil.
【０００６】制御棒１２は断面十字状の支持部１８の各
突出脚にステンレス製の断面Ｕ字状のシース１９が溶接
固定され、各シース内にＢ４ Ｃの粉末を充填した多数
本の中性子吸収棒２０が収容されている。すなわち、制
御棒１２は支持部１８から十字形状に延びる４枚の（図
１０では２枚のみ示す）ウイング２１を有する形状に形
成される。Ｂ４ Ｃ中のＢ（ボロン）は中性子吸収断面
積が大きいので、制御棒１２を炉心に挿入することによ
って炉心の反応度が抑えられる。出力運転中は通常１０
本程度の制御棒１２が炉心に挿入され、その挿入本数や
挿入深度によって原子炉の出力調整を行っている。残り
の大多数の制御棒は引抜かれている。In the control rod 12, a stainless steel sheath 19 having a U-shaped cross section is welded to each protruding leg of a support portion 18 having a cross-shaped cross section, and each sheath is filled with B4C powder and has a large number of neutron absorbers. A rod 20 is housed therein. That is, the control rod 12 is formed in a shape having four wings 21 (only two are shown in FIG. 10) extending in a cross shape from the support portion 18. Since B (boron) in B4C has a large neutron absorption cross section, the reactivity of the core can be suppressed by inserting the control rods 12 into the core. Normally 10 during output operation
About three control rods 12 are inserted into the reactor core, and the output of the reactor is adjusted depending on the number and insertion depth of the control rods. The majority of the remaining control rods have been pulled out.
【０００７】[0007]
【発明が解決しようとする課題】燃料ペレット１６に用
いられる燃料要素は、従来はＵ−２３５ 濃縮度が約
３．０％の濃縮ウランであった。ところが、近年、燃料
経済性の向上のために燃料の燃焼度を高めることが計画
されており、このためにはＵ−２３５ の濃縮度を高め
る必要がある。また、ウラン資源の効率的な利用を図る
ために、使用済み燃料の再処理によって回収されるプル
トニウムをＭＯＸ燃料として再利用する計画がある。さ
らに燃料集合体を、例えば従来の燃料集合体１１の４体
相当に大型化することによって燃料集合体の体数を減ら
し、燃料ハンドリングの手間を軽減することも考えられ
ている。[Problem to be Solved by the Invention] The fuel element used for the fuel pellets 16 has conventionally been U-235 with an enrichment level of approximately
It was 3.0% enriched uranium. However, in recent years, plans have been made to increase the burnup of fuel in order to improve fuel economy, and for this purpose it is necessary to increase the enrichment of U-235. Additionally, in order to utilize uranium resources efficiently, there is a plan to reuse plutonium recovered through spent fuel reprocessing as MOX fuel. Furthermore, it is also being considered to reduce the number of fuel assemblies by increasing the size of the fuel assemblies to, for example, four fuel assemblies in the conventional fuel assembly 11, thereby reducing the effort required for fuel handling.
【０００８】ところが、いずれの燃料においても炉停止
余裕が不足することが懸念される。すなわち、原子炉の
停止時にはすべての制御棒が炉心内に挿入されて原子炉
は未臨界の状態にあるが、この炉停止状態において、い
ずれの１本の制御棒が炉心から引抜かれても原子炉が未
臨界であることが要求される。制御棒価値の最も大きい
制御棒が引抜けた時の未臨界度が炉停止余裕である。However, there is a concern that there is insufficient margin for reactor shutdown with either fuel. In other words, when the reactor is shut down, all the control rods are inserted into the reactor core and the reactor is in a subcritical state, but in this reactor shutdown state, even if any one control rod is pulled out from the core, the nuclear It is required that the furnace be subcritical. The degree of subcriticality when the control rod with the highest control rod value is pulled out is the reactor shutdown margin.
【０００９】高濃縮度燃料の場合には核***性物質であ
るＵ−２３５ の含有量が増加するために、また、ＭＯ
Ｘ燃料の場合にはプルトニウムの中性子反応断面積がＵ
−２３５ よりも大きいために、いずれの場合において
も、炉心内の中性子スペクトルが従来よりも硬くなる。
この結果、制御棒１２の中性子吸収能力（制御棒価値）
が従来よりも低下することになるが、これによって引起
こされる最も重大な問題は炉停止余裕の減少である。ま
た、大型燃料集合体の場合にも１本の制御棒が引抜けた
際、未制御状態の燃料集合体の面積が増大するために、
やはり炉停止余裕が減少する。In the case of highly enriched fuel, the content of U-235, which is a fissile material, increases;
In the case of X fuel, the neutron reaction cross section of plutonium is U
-235, the neutron spectrum in the core becomes harder than before in both cases. As a result, the neutron absorption capacity of the control rod 12 (control rod value)
However, the most serious problem caused by this is a reduction in reactor shutdown margin. Also, in the case of large fuel assemblies, when one control rod is pulled out, the area of the uncontrolled fuel assembly increases;
As expected, the margin for reactor shutdown will decrease.
【００１０】このような問題に対して、例えば制御棒の
厚みを増したりすることによって制御棒価値を増大させ
ることはできるが、その制御棒が引抜けたときの状態を
改善することはできない。また、４体の燃料集合体１１
と１本の制御棒１２とで構成されるセルと、その隣のセ
ルとの間にさらに制御棒を追加具備することによっても
炉停止余裕の改善が期待できるが、そのためには炉心支
持板３に制御棒１２のための貫通口を開けなければなら
ないが、従来の炉心ではそのための充分なスペースが設
けられていない。Although it is possible to increase the value of a control rod by, for example, increasing the thickness of the control rod, it is not possible to improve the condition when the control rod is pulled out. In addition, four fuel assemblies 11
The reactor shutdown margin can also be expected to be improved by providing an additional control rod between the cell consisting of one control rod 12 and the adjacent cell, but in order to do so, the core support plate 3 A through hole for the control rod 12 must be made in the reactor, but conventional reactor cores do not provide sufficient space for this purpose.
【００１１】本発明は、上記課題を解決するためになさ
れたもので、高燃焼度燃料，ＭＯＸ燃料および大型燃料
集合体を使用する際に懸念される炉停止余裕の減少を改
善し、燃料経済性の向上，ウラン資源の有効利用および
燃料ハンドリングの手間を軽減できる原子炉を提供する
ことにある。［発明の構成］The present invention has been made to solve the above problems, and improves fuel economy by improving the reduction in reactor shutdown margin that is a concern when using high burnup fuel, MOX fuel, and large fuel assemblies. The purpose of the present invention is to provide a nuclear reactor that improves performance, makes effective use of uranium resources, and reduces fuel handling effort. [Structure of the invention]
【００１２】0012
【課題を解決するための手段】本発明は原子炉内に正方
格子状に束ねた多数の燃料棒をチャンネルボックスで囲
繞して形成された燃料集合体を規則正しく配列して構成
される原子炉の炉心において、前記チャンネルボックス
の外側に制御領域を設け、この制御領域にその下部から
前記原子炉内で発生した水蒸気の一部を導入する輸送ラ
インを設けてなることを特徴とする。[Means for Solving the Problems] The present invention provides a nuclear reactor constructed by regularly arranging fuel assemblies formed by surrounding a channel box with a large number of fuel rods bundled in a square lattice in a nuclear reactor. In the reactor core, a control area is provided outside the channel box, and a transport line is provided to introduce a part of the steam generated in the reactor from the lower part of the control area.
【００１３】[0013]
【作用】炉心内を循環する冷却水は中性子との相互作用
を通じて次のような二つの形で反応度へ影響する。まず
、核***反応によって生まれた高エネルギー中性子は核
***を起こしやすい低エネルギーにまで減速する必要が
あるが、中性子は冷却水中の水素原子と衝突を繰り返す
ことによってエネルギーを失う。すなわち、冷却水は減
速材として反応度を高める作用をする。この意味では水
の量が多いほど反応度は高まる。[Operation] Cooling water circulating within the core affects reactivity in the following two ways through interaction with neutrons. First, high-energy neutrons produced by nuclear fission reactions must be slowed down to a low energy level that is more likely to cause nuclear fission, but neutrons lose energy by repeatedly colliding with hydrogen atoms in the cooling water. That is, the cooling water acts as a moderator to increase the reactivity. In this sense, the larger the amount of water, the higher the degree of reaction.
【００１４】一方、中性子は冷却水中の水素原子と衝突
した場合、ある確率で水素の原子核に吸収され、重水素
となり核***を起こさない。すなわち、冷却水のもう一
つの作用は、中性子吸収材として反応度を低下させるこ
とである。従って、ある一定の燃料に対して、冷却材の
量はある程度までは増えると反応度が高まるが、増えす
ぎると第２の効果によって逆に反応度は低下してしまう
。On the other hand, when a neutron collides with a hydrogen atom in the cooling water, there is a certain probability that it will be absorbed by the hydrogen nucleus and become deuterium, which will not cause nuclear fission. That is, another function of cooling water is to reduce the reactivity as a neutron absorber. Therefore, for a certain amount of fuel, if the amount of coolant increases to a certain extent, the reactivity will increase, but if it increases too much, the second effect will cause the reactivity to decrease.
【００１５】本発明で構成された原子炉の炉心では、チ
ャンネルボックスの外側に設けた制御領域を流れる水と
水蒸気の混合二相流の混合率を制御することができるの
で、制御領域に適量の水蒸気が導入されている状態で、
減速材対燃料比が丁度運転に適しているように設定して
おけば、制御領域が水のみで占められると水による中性
子吸収が増大し、反応度を低下させることになる。従っ
て、原子炉を停止した際に制御領域を水のみで占めるよ
うにすれば、炉停止余裕を改善することができる。In the reactor core constructed according to the present invention, it is possible to control the mixing ratio of the mixed two-phase flow of water and steam flowing through the control area provided outside the channel box, so that an appropriate amount of water is supplied to the control area. With water vapor introduced,
If the moderator-to-fuel ratio is set just right for operation, if the control region is occupied only by water, neutron absorption by water will increase and reactivity will decrease. Therefore, if the control area is occupied only by water when the reactor is shut down, the reactor shutdown margin can be improved.
【００１６】[0016]
【実施例】（第１の実施例）図１から図３を参照しなが
ら本発明に係る原子炉の炉心の第１の実施例を説明する
。図１は第１の実施例である原子炉の炉心の断面の一部
を示している。図１において、燃料集合体１１および制
御棒１２は図１０に示した従来例と同一であり、４体の
燃料集合体１１と１本の制御棒１２とから構成されるセ
ルＡは、その下部にリーク穴２４を有する鋼鉄製または
ジルコニウム合金製の仕切板２２によって囲まれている
。仕切板２２によって囲まれるセルＡの大きさは、従来
例を表す図１０の一点鎖線３７で囲まれた領域の丁度４
倍である。セルＡとセルＡとの間隙に設けた制御領域２
３は仕切板２２により分離されており、その幅は２ｃｍ
である。水蒸気は炉心支持板に設けられた開口２５を通
って制御領域２３に導入される。Embodiments (First Embodiment) A first embodiment of a nuclear reactor core according to the present invention will be described with reference to FIGS. 1 to 3. FIG. 1 shows a part of a cross section of a nuclear reactor core according to a first embodiment. In FIG. 1, the fuel assemblies 11 and control rods 12 are the same as those in the conventional example shown in FIG. It is surrounded by a partition plate 22 made of steel or zirconium alloy and having a leak hole 24 therein. The size of the cell A surrounded by the partition plate 22 is exactly 4 times the area surrounded by the dashed line 37 in FIG. 10 representing the conventional example.
It's double. Control area 2 provided in the gap between cells A
3 is separated by a partition plate 22, the width of which is 2 cm.
It is. Water vapor is introduced into the control area 23 through an opening 25 provided in the core support plate.
【００１７】図２は本実施例を含む原子炉の概略を示す
縦断面図である。原子炉容器１内で発生した水蒸気の一
部は主蒸気管３８から分岐した配管２６を通じてブロワ
（送風機）またはコンプレッサ（圧縮機）２７により、
制御領域２３にその下部から送り込まれる。配管２６は
原子炉圧力容器１を貫通して、炉心支持板３に沿って配
備されており、制御領域２３の下部に均一に水蒸気を送
り込む。また、仕切板２２の上部は上部格子板５に接続
されており、制御領域２３の上端は上部プレナム８に解
放されている。
ボイラ２８は起動用のために用意したものである。FIG. 2 is a vertical sectional view schematically showing a nuclear reactor including this embodiment. A part of the water vapor generated in the reactor vessel 1 is passed through a pipe 26 branched from the main steam pipe 38 to a blower or a compressor 27.
It is fed into the control area 23 from its lower part. The piping 26 penetrates the reactor pressure vessel 1 and is arranged along the core support plate 3, and uniformly sends water vapor to the lower part of the control area 23. Further, the upper part of the partition plate 22 is connected to the upper grid plate 5, and the upper end of the control area 23 is open to the upper plenum 8. The boiler 28 is prepared for startup.
【００１８】図３は本実施例の炉心の一部を縦断面で詳
細に描いたものである。配管２６を通って送り込まれた
水蒸気は開口２５から制御領域２３に導入され、仕切板
２２に開けられたリーク穴２４から導入された水と混合
され、制御領域２３を上昇する。このとき、開口２５と
リーク穴２４とを対抗させることによって、水と水蒸気
の混合を均一にすることができる。水は下部プレナム７
から燃料支持金具３２のオリフィス３３を通って、４体
の燃料集合体１１からなるセルＡ内に導入される。図示
しない制御棒は燃料支持金具３２の間を通って、同一セ
ルＡ内に属する４体の燃料集合体１１の間に挿抜される
ようになっている。FIG. 3 is a detailed longitudinal cross-sectional view of a part of the reactor core of this embodiment. The water vapor sent through the pipe 26 is introduced into the control area 23 from the opening 25, mixed with water introduced from the leak hole 24 made in the partition plate 22, and then ascends through the control area 23. At this time, by making the opening 25 and the leak hole 24 oppose each other, it is possible to make the mixing of water and steam uniform. Water is in the lower plenum 7
The fuel is then introduced into the cell A, which is made up of four fuel assemblies 11, through the orifice 33 of the fuel support fitting 32. A control rod (not shown) passes between the fuel support fittings 32 and is inserted and removed between the four fuel assemblies 11 belonging to the same cell A.
【００１９】本実施例において、原子炉は次のように運
転される。まず、起動時には原子炉内に水蒸気は存在し
ないので、バルブ２９および３０を開け、ボイラ２８で
発生した水蒸気を制御領域２３内に送り込む。これに引
き続いて制御棒を次々に引抜いていき、炉心の反応度を
高め、運転状態にもっていく。運転状態では、制御領域
２３はほとんど １００％水蒸気で占められている。In this embodiment, the nuclear reactor is operated as follows. First, since no steam exists in the reactor at startup, valves 29 and 30 are opened to send steam generated in boiler 28 into control area 23 . Following this, the control rods are withdrawn one after another, increasing the reactivity of the reactor core and bringing it into operation. In operating conditions, the control region 23 is almost 100% occupied by water vapor.
【００２０】すなわち、本実施例ではこの状態で丁度運
転に適した減速材対燃料比が実現されている。また、炉
心内での発熱により、原子炉内で十分な量の水蒸気が発
生するようになるとバルブ３０を閉じる。逆止弁３１は
圧力容器１内で発生した水蒸気がボイラ２８に流れ込む
ことを阻止するためのものである。原子炉を停止する際
には、すべての制御棒を炉心内に挿入するとともにバル
ブ２９を閉じ（バルブ３０は運転中に閉じられている）
、ブロワ２７を停止することによって水蒸気の供給を停
止し、制御領域２３を水で満たす。That is, in this embodiment, a moderator-to-fuel ratio just suitable for operation is achieved in this state. Further, when a sufficient amount of steam is generated within the reactor due to heat generation within the reactor core, the valve 30 is closed. The check valve 31 is for preventing water vapor generated within the pressure vessel 1 from flowing into the boiler 28. When shutting down the reactor, all control rods are inserted into the reactor core and valve 29 is closed (valve 30 is closed during operation).
, the supply of water vapor is stopped by stopping the blower 27, and the control area 23 is filled with water.
【００２１】本実施例における原子炉の反応度は、原子
炉の運転中は図１０の従来例の場合と同一でありながら
、炉停止余裕は７％Δｋ／ｋを改善することができた。
炉停止余裕がこの程度改善されれば、高燃焼度燃料やＭ
ＯＸ燃料の使用においても炉停止余裕が設計上の制約と
なることはない。この炉停止余裕の改善度は制御領域２
３の幅に依存する。上記実施例では制御領域２３の幅を
２ｃｍとしたが、これを２倍の４ｃｍとすると炉停止余
裕の改善度は１４％Δｋ／ｋとなった。Although the reactivity of the reactor in this example was the same as that in the conventional example shown in FIG. 10 during operation of the reactor, the reactor shutdown margin could be improved by 7% Δk/k. If the reactor shutdown margin is improved to this extent, high burnup fuel and M
Even when using OX fuel, reactor shutdown margin is not a design constraint. The degree of improvement in this reactor shutdown margin is control area 2.
It depends on the width of 3. In the above example, the width of the control region 23 was set to 2 cm, but if this was doubled to 4 cm, the degree of improvement in the reactor shutdown margin was 14% Δk/k.
【００２２】（第２の実施例）本発明の第２の実施例を
図４から図６により説明する。図４には炉心の一部につ
いて概略的横断面を、図５にはその縦断面図を示してい
る。なお、水蒸気配管やブロワ等の水蒸気供給設備につ
いては図２に示した第１の実施例と同一なので、その説
明は省略する。本第２の実施例では、燃料集合体１１は
図１０に示した従来例と同一であるが、従来例で用いら
れる制御棒１２はまったく具備していない。また、第１
の実施例で用いられた仕切板２２はなく、燃料集合体１
１は等間隔で配置されている。隣接する燃料集合体１１
のチャンネルボックス１３同士の距離は図１０に示した
従来例では １．６ｃｍであったが、本実施例では６ｃ
ｍと大きく設定している。(Second Embodiment) A second embodiment of the present invention will be explained with reference to FIGS. 4 to 6. FIG. 4 shows a schematic cross section of a part of the core, and FIG. 5 shows a longitudinal cross section thereof. Note that the steam supply equipment such as the steam piping and the blower are the same as those in the first embodiment shown in FIG. 2, so a description thereof will be omitted. In the second embodiment, the fuel assembly 11 is the same as the conventional example shown in FIG. 10, but the control rod 12 used in the conventional example is not provided at all. Also, the first
There is no partition plate 22 used in the embodiment, and the fuel assembly 1
1 are arranged at equal intervals. Adjacent fuel assembly 11
The distance between the channel boxes 13 was 1.6 cm in the conventional example shown in FIG. 10, but in this embodiment it was 6 cm.
It is set as large as m.
【００２３】冷却水は、下部プレナム７から燃料支持金
具３２ａのオリフィス３３ａを通って燃料集合体１１の
チャンネルボックス内に導入されるが、その一部は炉心
支持板３と燃料支持金具３２ａの間、燃料支持金具３２
ａと燃料集合体１１の間、および燃料集合体１１に設け
られている小さな穴を通じて、チャンネルボックスの外
の制御領域２３に漏れ出してくる。この水と、配管２６
を通り開口２５から制御領域２３に導入される水蒸気と
が混合される。Cooling water is introduced into the channel box of the fuel assembly 11 from the lower plenum 7 through the orifice 33a of the fuel support fitting 32a, but a portion of it is introduced between the core support plate 3 and the fuel support fitting 32a. , fuel support fitting 32
a and the fuel assembly 11, and through a small hole provided in the fuel assembly 11, leaks into the control area 23 outside the channel box. This water and piping 26
The water vapor introduced into the control area 23 through the opening 25 is mixed therewith.
【００２４】本実施例では、制御領域の水蒸気混合率が
８０％のときを運転状態に設定してあり、原子炉を停止
する際にはブロワまたはコンプレッサ２７を停止して、
制御領域２３内の水蒸気混合率をゼロとする。図６は可
燃性毒物を含まない燃料の燃焼開始直後の無限増倍率で
あり、本実施例の反応度制御能力を従来例と比較するた
めのものである。図中、縦軸に無限増倍率を、横軸に水
素原子数対ウラン原子数比をとってある。現実の炉心で
は可燃性毒物を含む燃料が装荷されており、またいろい
ろな燃焼度の燃料が混在するので、この無限増倍率だけ
ではその実効増倍率は表せない。しかしながら、従来例
における制御棒１２および本実施例における制御領域２
３の水蒸気混合率による反応度制御能力は、無限増倍率
の差を見ることによって知ることができる。In this embodiment, the operating state is set when the water vapor mixing ratio in the control region is 80%, and when the reactor is to be stopped, the blower or compressor 27 is stopped.
The water vapor mixing ratio in the control region 23 is set to zero. FIG. 6 shows the infinite multiplication factor immediately after the start of combustion of a fuel that does not contain burnable poisons, and is used to compare the reactivity control ability of this embodiment with that of the conventional example. In the figure, the vertical axis represents the infinite multiplication factor, and the horizontal axis represents the ratio of the number of hydrogen atoms to the number of uranium atoms. In an actual reactor core, fuel containing burnable poisons is loaded, and fuels of various burn-ups are mixed, so this infinite multiplication factor alone cannot represent the effective multiplication factor. However, the control rod 12 in the conventional example and the control area 2 in the present example
The ability to control the reactivity by the water vapor mixing ratio in No. 3 can be determined by looking at the difference in the infinite multiplication factor.
【００２５】曲線３４は従来例において制御棒を引抜い
た場合の無限増倍率であり、また、本実施例において制
御領域の水蒸気混合率を８０％としたときの無限増倍率
でもある。丸印は計算点であり、左から順にチャンネル
ボックス内の水蒸気混合率が７０％，４０％，０％の運
転状態、冷却材温度が２８６℃， １６０℃，２０℃の
状態を表している。曲線３５は本実施例において制御領
域の水蒸気混合率を０％とした場合と同様の線図、曲線
３６は従来例において制御棒を挿入した場合と同様の線
図である。図６により、本第２の実施例は従来例におけ
る制御棒と同程度の反応度制御能力を有していることが
分る。The curve 34 is the infinite multiplication factor when the control rod is pulled out in the conventional example, and is also the infinite multiplication factor when the water vapor mixing ratio in the control region is 80% in the present embodiment. The circles are calculation points, and from the left, they represent operating states where the water vapor mixing ratio in the channel box is 70%, 40%, and 0%, and coolant temperatures are 286°C, 160°C, and 20°C. A curve 35 is a diagram similar to the case where the water vapor mixing ratio in the control region is 0% in this embodiment, and a curve 36 is a diagram similar to the case where a control rod is inserted in the conventional example. It can be seen from FIG. 6 that the second embodiment has the same reactivity control ability as the control rod in the conventional example.
【００２６】（第３の実施例）次に、本発明の第３の実
施例を説明する。本実施例の骨子は、制御領域２３を流
れる水と水蒸気の二相流の混合率を調整することによっ
て減速材対燃料比を変化させ、以て炉心の反応度を制御
することにある。この点をさらに広く原子炉の運転制御
に適用することによって、従来の制御方法における幾つ
かの問題点を克服することが可能である。(Third Embodiment) Next, a third embodiment of the present invention will be described. The gist of this embodiment is to change the moderator-to-fuel ratio by adjusting the mixing ratio of the two-phase flow of water and steam flowing through the control region 23, thereby controlling the reactivity of the reactor core. By applying this point more broadly to the operational control of nuclear reactors, it is possible to overcome some of the problems in conventional control methods.
【００２７】第３の実施例は図２に示したブロワまたは
コンプレッサ２７の回転数を調整することによって制御
領域２３を流れる水蒸気の混合率を制御し、スペクトル
シフト運転を実施したものである。通常のスペクトルシ
フト運転では、冷却材流量を調整することによってチャ
ンネルボックス内での水蒸気発生量を制御している。運
転初期から中期にかけて冷却材流量を小さくして水蒸気
発生量を増加させると、中性子スペクトルが硬くなるの
でプルトニウムが蓄積し、サイクル末期で冷却材流量を
増加させて水蒸気発生量を減少させることによって蓄積
したプルトニウムを効率的に燃焼させることができる。
ところが、冷却材流量を小さくすると、チャンネルボッ
クス内での水蒸気量はもともと炉心上部ほど大きいのに
増して、ますます上部で大きくなる。その結果、軸方向
出力分布が炉心下方に歪み、出力ピーキングが増大する
という問題がある。また、燃料棒１４に沿って流れる冷
却水の量を減少させすぎると燃料棒からの除熱効果が低
下することになり、燃料棒の健全性を損なう可能性があ
る。In the third embodiment, the mixing ratio of water vapor flowing through the control region 23 is controlled by adjusting the rotational speed of the blower or compressor 27 shown in FIG. 2, thereby implementing a spectrum shift operation. In normal spectrum shift operation, the amount of water vapor generated within the channel box is controlled by adjusting the coolant flow rate. If the coolant flow rate is reduced from the beginning to the middle of the cycle to increase the amount of water vapor generated, the neutron spectrum becomes harder and plutonium accumulates, and at the end of the cycle, increasing the coolant flow rate and reducing the amount of water vapor generated causes plutonium to accumulate. plutonium can be burned efficiently. However, when the coolant flow rate is reduced, the amount of water vapor in the channel box is originally large at the top of the core, but it increases further at the top. As a result, there is a problem in that the axial power distribution is distorted downward in the core, and power peaking increases. Furthermore, if the amount of cooling water flowing along the fuel rods 14 is reduced too much, the heat removal effect from the fuel rods will be reduced, which may impair the integrity of the fuel rods.
【００２８】第３の実施例では、燃料集合体および制御
棒の構造・サイズは図１０の従来例と同一であるが、仕
切板２２がチャンネルボックス１３に接しており、仕切
板２２で囲まれるセルを小さくしてある。制御領域２３
の幅は同じセルに属する２つの燃料集合体のチャンネル
ボックスの外面と外面との距離に等しく １．６ｃｍで
ある。従って、制御領域２３の水蒸気混合率が０％のと
きに、図１０の従来例の燃料集合体と減速材対燃料比が
等しくなる。In the third embodiment, the structure and size of the fuel assembly and control rods are the same as in the conventional example shown in FIG. The cells have been made smaller. Control area 23
The width of the channel box is 1.6 cm, which is equal to the distance between the outer surfaces of the channel boxes of two fuel assemblies belonging to the same cell. Therefore, when the water vapor mixing ratio in the control region 23 is 0%, the moderator-to-fuel ratio becomes equal to that of the conventional fuel assembly shown in FIG.
【００２９】本実施例の原子炉では、運転サイクル初期
から中期にかけては制御領域２３を流れる混合二相流の
水蒸気の混合率を４０％とする。このときの減速材対燃
料比は従来燃料において、チャンネルボックス内の平均
水蒸気体積率が約５０％に相当する（従来例における定
格流量時のチャンネルボックス内の平均体積率は約４０
％である）。図７に運転サイクル初期の軸方向出力分布
を、従来例と本発明の実施例とで比較して示す。図中、
縦軸に炉心高さを、横軸に相対出力をとってあり、符号
３８は従来例を、３９は本発明である。従来例３８に対
して本発明３９の方が軸方向出力分布は平坦であり、出
力ピーキング値は約４％低減されている。また、従来例
においてチャンネルボックス内の平均水蒸気体積率を５
０％にするには、冷却材流量を定格値の約６０％にする
必要があるが、従来例では幾つかの問題点がある。In the nuclear reactor of this embodiment, the mixing ratio of water vapor in the mixed two-phase flow flowing through the control region 23 is set to 40% from the beginning to the middle of the operation cycle. The moderator to fuel ratio at this time corresponds to the average water vapor volume fraction in the channel box of approximately 50% in conventional fuel (the average volume fraction in the channel box at rated flow rate in the conventional example is approximately 40%).
%). FIG. 7 shows a comparison of the axial power distribution at the beginning of the driving cycle between the conventional example and the embodiment of the present invention. In the figure,
The vertical axis represents the core height, and the horizontal axis represents the relative power, with reference numeral 38 representing the conventional example and 39 representing the present invention. Compared to Conventional Example 38, Invention 39 has a flatter axial power distribution, and the output peaking value is reduced by about 4%. In addition, in the conventional example, the average water vapor volume fraction in the channel box was
To achieve 0%, the coolant flow rate needs to be about 60% of the rated value, but the conventional example has several problems.
【００３０】なお、第３の実施例ではチャンネルボック
ス１３と仕切板２２とが接しているが、少し間隔を空け
てやれば、第１の実施例と同様に炉停止余裕の改善も同
時に達成することができる。Note that in the third embodiment, the channel box 13 and the partition plate 22 are in contact with each other, but if they are spaced a little apart, the margin for reactor shutdown can be improved at the same time as in the first embodiment. be able to.
【００３１】[0031]
【発明の効果】本発明によれば、炉停止余裕を大幅に改
善することができるので、高濃縮燃料やＭＯＸ燃料並び
に大型燃料集合体を使用することが可能となり、燃料経
済性を向上させ、ウラン資源を効率的に利用でき、ある
いは燃料ハンドリングの手間を軽減することが可能にな
る。[Effects of the Invention] According to the present invention, the reactor shutdown margin can be greatly improved, making it possible to use highly enriched fuel, MOX fuel, and large fuel assemblies, improving fuel economy, It becomes possible to use uranium resources efficiently or to reduce the effort of fuel handling.
【００３２】また、原子炉の運転中においても、制御領
域を流れる混合二相流の水蒸気混合率を制御することに
よって出力ピーキングを増大させることなく、しかも燃
料棒の除熱効率を低下させることなくスペクトルシフト
運転を実施することができるので、燃料の効率的な燃焼
が可能となる。Furthermore, even during operation of the nuclear reactor, by controlling the water vapor mixing ratio of the mixed two-phase flow flowing through the control region, the spectrum can be adjusted without increasing the power peaking or reducing the heat removal efficiency of the fuel rods. Since shift operation can be performed, efficient combustion of fuel is possible.
【図１】本発明に係る第１の実施例における原子炉の炉
心の要部を示す横断面図。FIG. 1 is a cross-sectional view showing the main parts of a nuclear reactor core in a first embodiment of the present invention.
【図２】図１における原子炉を概略的に示す縦断面図。FIG. 2 is a longitudinal sectional view schematically showing the nuclear reactor in FIG. 1.
【図３】図１における原子炉の炉心の要部を拡大して示
す縦断面図。FIG. 3 is a vertical cross-sectional view showing an enlarged main part of the core of the nuclear reactor in FIG. 1;
【図４】本発明に係る第２の実施例における原子炉の炉
心の一部を示す横断面図。FIG. 4 is a cross-sectional view showing a part of the core of a nuclear reactor in a second embodiment of the present invention.
【図５】本発明に係る第２の実施例における原子炉の炉
心の一部を詳細に示す縦断面図。FIG. 5 is a vertical sectional view showing in detail a part of the core of a nuclear reactor in a second embodiment of the present invention.
【図６】本発明に係る第２の実施例および従来例におけ
る反応度制御能力を比較して示す曲線図。FIG. 6 is a curve diagram showing a comparison of reactivity control ability in a second embodiment of the present invention and a conventional example.
【図７】本発明に係る第３の実施例および従来例におけ
る原子炉の軸方向出力分布を比較して示す曲線図。FIG. 7 is a curve diagram showing a comparison of the axial power distribution of a nuclear reactor in a third embodiment of the present invention and a conventional example.
【図８】従来の原子炉の炉心を示す縦断面図。FIG. 8 is a vertical cross-sectional view showing the core of a conventional nuclear reactor.
【図９】従来の原子炉の炉心を示す横断面図。FIG. 9 is a cross-sectional view showing the core of a conventional nuclear reactor.
【図１０】従来の燃料集合体および制御棒（一部）を示
す横断面図。FIG. 10 is a cross-sectional view showing a conventional fuel assembly and a control rod (partially).
１…圧力容器、２…シュラウド、３…炉心支持板、４…
炉心、５…上部格子板、６…ダウンカマ、７…下部プレ
ナム、８…上部プレナム、９…気水分離器、１０…蒸気
乾燥器、１１…燃料集合体、１２…制御棒、１３…チャ
ンネルボックス、１４…燃料棒、１５…被覆管、１６…
燃料ペレット、１７…ウォータロッド、１８…支持部、
１９…シース、２０…中性子吸収棒、２１…ウィング、
２２…仕切板、２３…制御領域、２４…リーク穴、２５
…開口、２６…水蒸気配管、２７…ブロワまたはコンプ
レッサ、２８…ボイラ、２９，３０…バルブ、３１…逆
止弁、３２…燃料支持金具、３３…オリフィス、３４，
３５，３６…無限増倍率。1...Pressure vessel, 2...Shroud, 3...Core support plate, 4...
Core, 5...Upper grid plate, 6...Downcomer, 7...Lower plenum, 8...Upper plenum, 9...Steam water separator, 10...Steam dryer, 11...Fuel assembly, 12...Control rod, 13...Channel box , 14... fuel rod, 15... cladding tube, 16...
Fuel pellet, 17... Water rod, 18... Support part,
19...sheath, 20...neutron absorption rod, 21...wing,
22... Partition plate, 23... Control area, 24... Leak hole, 25
...Opening, 26...Steam piping, 27...Blower or compressor, 28...Boiler, 29, 30...Valve, 31...Check valve, 32...Fuel support fitting, 33...Orifice, 34,
35, 36...Infinite multiplication factor.
Claims (1)
燃料棒をチャンネルボックスで囲繞して形成された燃料
集合体を規則正しく配列して構成される原子炉の炉心に
おいて、前記チャンネルボックスの外側に制御領域を設
け、この制御領域にその下部から前記原子炉内で発生し
た水蒸気の一部を導入する輸送ラインを設けてなること
を特徴とする原子炉の炉心。1. In a nuclear reactor core configured by regularly arranging fuel assemblies formed by surrounding a large number of fuel rods bundled in a square lattice in a nuclear reactor with a channel box, 1. A nuclear reactor core, characterized in that a control region is provided outside the control region, and a transport line is provided below the control region to introduce a portion of water vapor generated within the reactor.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3056518A JPH04291195A (en) | 1991-03-20 | 1991-03-20 | Core of reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3056518A JPH04291195A (en) | 1991-03-20 | 1991-03-20 | Core of reactor |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04291195A true JPH04291195A (en) | 1992-10-15 |
Family
ID=13029340
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3056518A Pending JPH04291195A (en) | 1991-03-20 | 1991-03-20 | Core of reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH04291195A (en) |
-
1991
- 1991-03-20 JP JP3056518A patent/JPH04291195A/en active Pending
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