WO2015059737A1 - 原子炉炉心 - Google Patents

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WO2015059737A1
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core
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岳 光安
肇男 青山
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株式会社日立製作所
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    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a nuclear reactor core.
  • a plurality of fuel assemblies are loaded in a core provided in a reactor pressure vessel.
  • These fuel assemblies consist of a plurality of fuel rods filled with a plurality of fuel pellets made of nuclear fuel material containing uranium, a lower tie plate that supports the lower ends of these fuel rods, and an upper portion that holds the upper ends of the nuclear fuel rods. It has a channel box that is a square box attached to the tie plate and extending toward the lower tie plate.
  • the plurality of fuel rods are arranged in the channel box by being bundled by a fuel spacer that maintains a predetermined width between each other.
  • the core installed in the reactor pressure vessel of the new boiling water reactor is called the initial loading core, and all the fuel assemblies loaded in this initial loading core are new fuels with a burnup of 0 GWd / t. It is an aggregate.
  • a part of the fuel assembly in the initial loading core is taken out and replaced with a new fuel assembly.
  • the plurality of fuel assemblies taken out from the core after the operation of the first cycle is completed are enriched lower than the average enrichment of all the fuel assemblies loaded in the initially loaded core when they are loaded into the initially loaded core. have.
  • the initial loading core will remain critical. Contains more fissile material than is necessary for For this reason, the initial loading core has excess reactivity, and in order to control this excess reactivity, the boiling water reactor has a plurality of control rods, and further, the initial loading core is loaded.
  • a combustible poison is mixed in the nuclear fuel material in the nuclear fuel rod included in the fuel assembly.
  • the amount of the fission material in the plurality of fuel assemblies arranged in the peripheral part is that of the fuel assembly arranged in the region inside the peripheral part. More than that.
  • a plurality of control cells having four fuel assemblies having a low average enrichment are arranged in a region inside the peripheral portion, and four fuel assemblies in which control rods for adjusting reactor power constitute the control cell. Inserted between.
  • the first loaded core is also described in Japanese Patent Publication No. 06-044055.
  • This initial loading core is loaded with a fuel assembly having a plurality of uranium enrichments as fuel. By using these plural fuels to flatten the power distribution of the core, the economic efficiency of the plant is improved.
  • the initial loading core disclosed in Japanese Patent Laid-Open No. 59-015888 is loaded with highly enriched fuel having a high uranium enrichment on the outermost periphery of the core.
  • the output peaking in the radial direction of the core is flattened by improving the output of the outermost peripheral fuel having a low output.
  • JP 2008-145359 A Japanese Patent Publication No. 06-044055 JP 59-015888
  • the initial loading core described in Japanese Examined Patent Publication No. 06-044055 is a core equipped with a plurality of types of enriched fuel, and has a medium enrichment with a maximum neutron multiplication factor in the fuel at a burnup of 0 GWd / t. This is a method of loading the outermost layer to the outermost layer, resulting in an increase in leakage of neutrons in the core, resulting in a decrease in economic efficiency.
  • the initially loaded core described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 59-015888 uses highly concentrated fuel that is not taken out during one to three cycles in the first cycle. Is arranged. This flattens the power distribution, but increases neutron leakage as in the above publication.
  • An object of the present invention is to improve the economics of the initial loading core.
  • the present invention provides an outermost peripheral region that is occupied by a fuel having a horizontal surface that is not in contact with other fuels at the outermost periphery of the core, and is an area outside 80% of the core circumscribed radius and excluding the outermost peripheral region. Is an outer peripheral region and the other is an inner region, 50% or more of the fuel loaded in the outer peripheral region is medium enriched fuel.
  • the economical efficiency of the initial loading core can be improved.
  • FIG. 1 is a fuel loading pattern of a nuclear reactor core that is a preferred embodiment of the present invention. It is a block diagram of the boiling water nuclear reactor which has an initial loading core shown in FIG.
  • FIG. 2 is a configuration diagram of a fuel assembly loaded in the initial loading core shown in FIG. 1.
  • FIG. 2 is a cross-sectional view of four fuel assemblies arranged around the neutron detector of the initial loading core shown in FIG. 1.
  • FIG. 2 is a plan view of four fuel assemblies arranged in one cell of the initial loading core shown in FIG. 1. It is an example of the neutron infinite multiplication factor with respect to the burnup of the first loaded core fuel. It is an example of the output with respect to the distance from the center of a core. This is a general equilibrium core fuel loading pattern.
  • the present invention relates to an initial loading core of a nuclear reactor, and particularly to an initial loading core of a nuclear reactor suitable for application to a boiling water reactor.
  • the inventors have made various studies and found a new configuration that improves the economic efficiency in the initial loading core. The results of this study and the outline of the newly loaded initial core are described below.
  • the transition core is defined as a period between the start of operation from the initial loading core and repeated fuel exchanges a plurality of times, and the state in which the fuel loading pattern becomes substantially constant after the transition core repeats fuel replacement is defined as an equilibrium core.
  • the equilibrium core is the most economical.
  • the fuel is loaded with the intention of simulating the equilibrium core.
  • Each fuel uses multiple types of enrichment in order to simulate the burned fuel in the equilibrium core.
  • the fuel corresponding to the burned fuel is simulated by reducing the enrichment.
  • fuel having a concentration of 3 wt% or more is used as a replacement fuel for a nuclear reactor. Therefore, a fuel having an enrichment of 3 wt% or more is used as a highly concentrated fuel. More than half of the fissionable material ratio of highly enriched fuel, that is, 1.5 wt% or more enrichment, fuel that does not belong to high enrichment is used as medium enrichment fuel, and fuel of enrichment that does not belong to high enrichment or medium enrichment is low. It is defined as concentrated fuel.
  • Fig. 6 shows the relationship between the burnup of each fuel and the infinite neutron multiplication factor (hereinafter, multiplication factor).
  • (a) is a highly enriched fuel with an enrichment of about 3.8 wt%, which contains a combustible poison and is equivalent to a replacement fuel for an equilibrium core.
  • (b) is a medium enriched fuel A having a concentration of about 2.5 wt%, which contains a flammable poison.
  • (c) is a medium concentrated fuel B having a concentration of about 1.8 wt%, and does not contain a flammable poison.
  • (d) is a natural uranium fuel (low enriched fuel) that does not contain flammable poisons.
  • the combustion that is the simulation target in the first cycle Set the infinite multiplication factor to be the same or higher than the later fuel.
  • the enrichment is increased so as to increase the multiplication factor, the infinite multiplication factor becomes too high at the beginning of combustion. Therefore, a combustible poison is added to a part of the fuel that is too high (for example, (b)), and the initial multiplication factor is reduced to obtain a multiplication factor change as illustrated.
  • the relationship between the multiplication factors is as follows.
  • Medium enriched fuel A (b) ⁇ medium enriched fuel B (c)> highly enriched fuel (a)> low enriched fuel (d).
  • the relationship between the multiplication factors at the end of the first cycle is as follows if each fuel burns at the same burnup. Highly enriched fuel (a)> medium enriched fuel A (b)> medium enriched fuel B (c)> low enriched fuel (d).
  • Medium enriched fuel A has a large multiplication factor throughout the operation period.
  • the power sharing in the core can be reduced by increasing the power at the outer periphery of the core.
  • Fig. 7 shows the power distribution with respect to the distance from a typical core center. If the inside of the core can be made flat, the relative output height depends on the amount of decrease in the output at the outer periphery of the core. As shown in FIG. 7, the outer periphery of the core where the output starts to decrease starts to decrease at a position 80% from the core center with respect to the outer diameter of the core. Therefore, the inventors considered to place fuel with a multiplication factor as high as possible throughout the operation period. In this case, it corresponds to the medium concentrated fuel A.
  • the inventors considered improvement of the core economy by reducing the number of replacement fuel bodies.
  • Reducing the number of replacement fuel bodies means increasing the burnup with respect to the enrichment of the extracted fuel.
  • the fuel with the lowest enrichment is taken out after the first cycle operation.
  • a fuel with low enrichment has a low output as a single unit, and even in the core, it is loaded at a position where the output such as the outermost periphery tends to be low, so it hardly burns. As a result, the burnup with respect to the enrichment becomes small. This is one of the factors that reduce the economic efficiency of the first core. Therefore, the low enriched fuel is placed adjacent to the fuel with a high multiplication factor.
  • FIG. 8 shows a fuel loading pattern of a general equilibrium core.
  • a fuel loading pattern that simulates an equilibrium core is formed by a combination of high, medium, and low enriched fuels, these fuels are alternately arranged as in the loading pattern of FIG.
  • the number of low-enriched fuels arranged around the high-enriched fuel is 2, and the number of high-enriched fuels arranged around the low-enriched fuel is 2.
  • four fuels with low output are loaded around a control rod called a control cell (hereinafter referred to as CC) as a region for operating the control rod during operation.
  • CC control cell
  • low-concentration fuel is used as fuel with low output.
  • the two low-concentration fuels in the CC are always low-concentration fuels, and as described above, in order to place high-concentration fuels in the vicinity, there are restrictions on the loading pattern that places high-concentration fuels around the CC to be born.
  • the highly concentrated fuel is absorbed by the control rod even if neutrons are supplied to the low concentrated fuel, so the effect of combustion is small.
  • the pattern of alternately loading fuel if highly concentrated fuel is placed avoiding the CC position, the fuel that could not be loaded inside the reactor core is loaded on the outer periphery. Therefore, the inventors considered that it would suffice if the fuel loading pattern is alternate around the CC as well.
  • the fuel is alternately loaded relative to the eight surfaces as shown in FIG.
  • the same numbered surfaces in FIG. 9 indicate that they are adjacent to the same type of fuel.
  • at least two of the eight are adjacent to the highly enriched fuel. This indicates that the average number of faces of the low enriched fuel at the CC position relative to the highly enriched fuel is at least 0.5.
  • the body number ratio between the CC position and the other positions is approximately 1: 2 from FIG.
  • the average number of adjacent surfaces where the low enriched fuel in the initial loading core is adjacent to the highly enriched fuel is 1.5 or more.
  • the average number of adjacent low-enriched fuels to high-enriched fuels arranged in a staggered manner is 2.
  • the average number of adjacent low-enriched fuels to high-enriched fuels arranged in a staggered manner is 2.
  • the average number of adjacent low-enriched fuels to high-enriched fuels arranged in a staggered manner is 2.
  • the average number of adjacent low-enriched fuels to high-enriched fuels arranged in a staggered manner is 2.
  • the average number of adjacent low-enriched fuels to high-enriched fuels arranged in a staggered manner is 2.
  • the boiling water reactor 1 is provided with a core 3 as a first loaded core in a reactor pressure vessel 2.
  • the core 3 is surrounded by a cylindrical core shroud 7 installed in the reactor pressure vessel 2.
  • a shroud head 10 covering the core 3 is provided at the upper end of the core shroud 7, and a steam / water separator 11 is attached to the shroud head 10 and extends upward.
  • a steam dryer 12 is disposed above the steam / water separator 11.
  • a shroud head 10, a steam / water separator 11 and a steam dryer 12 are disposed in the reactor pressure vessel 2.
  • the upper lattice plate 27 is disposed in the core shroud 7 below the shroud head 10, is attached to the core shroud 7, and is positioned at the upper end of the core 3.
  • a core support plate 8 is located in the core shroud 7 at the lower end of the core 3 and is installed in the core shroud 7.
  • a plurality of internal pumps 13 are attached to the bottom of the reactor pressure vessel 2, and an impeller of each internal pump 13 is disposed in an annular downcomer 14 formed between the core shroud 7 and the reactor pressure vessel 2. .
  • a plurality of fuel support fittings 9 are installed on the core support plate 8.
  • a plurality of control rod guide tubes 15 are disposed in the reactor pressure vessel 2 below the core support plate 8.
  • a control rod 5 having a cross-shaped cross section is disposed in each control rod guide tube 15, and the control rod 5 is placed in a control rod drive mechanism housing (not shown) attached to the bottom of the reactor pressure vessel 2. It is connected to the installed control rod drive mechanism 16.
  • a plurality of (for example, 872) fuel assemblies 4 are loaded in the core 3.
  • the burnup of all the fuel assemblies loaded in the core 3 that is the first loaded core is 0 GWd / t before the start of the operation of the boiling water reactor having the core 3.
  • 205 control rods 5 are used.
  • the fuel assembly 4 loaded in the core 3 will be described with reference to FIG.
  • the fuel assembly 4 includes a plurality of fuel rods 20, an upper tie plate 23, a lower tie plate 24, and a channel box 22.
  • a large number of cylindrical fuel pellets manufactured using nuclear fuel material containing fissile material (uranium 235) are filled in the fuel rod 20.
  • the lower end portion of each fuel rod 20 is supported by a lower tie plate 24, and the upper end portion of the nuclear fuel rod 20 is held by an upper tie plate 23 provided with a handle 23a.
  • the fuel rods 20 are arranged in a square lattice pattern (see FIG. 4), and are bundled with a plurality of fuel spacers 25 so that a predetermined interval is maintained between the fuel rods.
  • the plurality of fuel spacers 25 are arranged in the axial direction of the fuel assembly 4. Partial length fuel rods 20A are disposed in an inner layer adjacent to the outermost layer of the array of fuel rods 20 as shown in FIG. Two water rods 21 are arranged adjacent to each other at the center of the cross section of the fuel assembly 4, and each fuel rod 20 surrounds these water rods 21 (see FIG. 4). The lower end of the water rod 21 is also supported by the lower tie plate 24 and the upper end is held by the upper tie plate.
  • the plurality of fuel rods 20 and the water rods 21 bundled by the plurality of fuel spacers 25 are arranged in a channel box 22 whose upper ends are attached to the upper tie plate 23 and extend toward the lower tie plate 24. Some of the fuel rods 20 in the fuel assembly 4 contain a flammable poison in the fuel pellets.
  • a neutron detector is disposed in the core 3.
  • the upper ends of the four fuel assemblies 4 are inserted into the respective cells formed in the upper lattice plate 27, and the upper ends of the channel boxes 22 of the fuel assemblies 4 are The upper channel plate 27 is pressed and held by the attached channel fastener 26.
  • These four fuel assemblies 4 are arranged adjacent to one control rod 5 and surround the control rod 5.
  • One cell is formed by one control rod 5 and four fuel assemblies 4 arranged adjacent to this control rod.
  • the core 3 includes a plurality of cells.
  • the first loaded core is composed of four types of fuels, low enriched fuel using only medium enriched fuel B and natural uranium (0.71 wt%). These fuels are loaded into the core as shown in FIG.
  • the center of the position where four low-enriched fuels are collected in the core is a region where the control rod is operated during operation, and the output of the nuclear reactor is adjusted using this control rod.
  • the core outermost layer region, the core outer peripheral region, and the core inner region in the present embodiment are shown in FIG. 10 as a horizontal section of the 1/4 core.
  • the number of fuel assemblies in the outer peripheral region of the core is 41.
  • the output at the initial stage of the core operation is increased at the outer periphery to flatten the output distribution, and at the initial stage of operation, the output is output from the outer periphery of the core. Having a peak results in an output peak in the center of the core at the end of the operation, so that the operating period of the core can be increased and the economy can be improved.
  • the present embodiment includes a highly enriched fuel having a fissile material content of 3.0 wt% or more, a medium enriched fuel of 1.5 wt% to less than 3.0 wt%, and a low enriched fuel of less than 1.5 wt%.
  • the outermost peripheral region is the region occupied by the fuel with a horizontal surface that is not in contact with other fuels on the outermost periphery of the core.
  • 50% or more of the fuel loaded in the outer peripheral region is medium enriched fuel.
  • the intermediate enriched fuel In the initial loading core composed of three or more kinds of fuels, the intermediate enriched fuel generally has the maximum infinite neutron multiplication factor because of its low flammable poison content. Therefore, by avoiding the outermost periphery of the core where neutron leakage increases, loading the outer periphery of the core can increase the output of the outer periphery. As a result, it is possible to improve economy by flattening the output of the core and increasing the thermal margin.
  • the initial loading core of the reactor of Example 2 which is another example of the present invention will be described with reference to FIG.
  • the core 3A which is the initial loading core of the present embodiment, has a configuration in which the fuel assemblies of each enrichment are arranged as shown in FIG. 11 in the core 3 of the first embodiment.
  • the other configuration of the core 3A is the same as that of the core 3.
  • the number of high enriched fuels adjacent to the low enriched fuel in the core inner region is 6 low enriched fuels with 0 adjacent members, 7 adjacent members, 11 adjacent members, 11 adjacent members There are 12 bodies of 3 bodies and 3 bodies of 4 neighbors. On average, the number of neighbors is about 2.0. Furthermore, the low enriched fuel adjacent to the highly enriched fuel in the core inner region is 3 highly enriched fuels with 1 adjacent unit, 11 with 2 adjacent units, 10 with 3 adjacent units, and 6 with 4 adjacent units. The average number of neighbors is about 2.6.
  • the highly enriched fuel having the maximum multiplication factor at the end of the operation is arranged adjacent to the low enriched fuel, so that the burnup of the low enriched fuel increases. Further, peaking of highly concentrated fuel at the end of operation is reduced, and economic efficiency can be improved by flattening the output.
  • the outermost peripheral region is the area occupied by the fuel with a horizontal surface that is not in contact with other fuels on the outermost periphery of the core.
  • the fuel assembly has four surfaces adjacent to other fuels as the outer region, the region outside the outermost region and outside the outermost region is 80% of the inner region, and the other region is the inner region.
  • the average number of adjacent surfaces adjacent to the low enriched fuel is 1.5 or more
  • the average number of adjacent surfaces adjacent to the highly enriched fuel is 1.5 or more.
  • the initial loading core of the reactor of the third embodiment which is another embodiment of the present invention will be described with reference to FIG.
  • the core 3B which is the initial loading core of the present embodiment, has a configuration in which the fuel assemblies of each enrichment are arranged as shown in FIG. 12 in the core 3 of the first embodiment.
  • the other structure of the core 3B is the same as that of the core 3.
  • the proportion of medium enriched fuel in the core peripheral region is about 78%.
  • the number of highly enriched fuels adjacent to the low enriched fuel in the core inner region is 7 low enriched fuels of 0 neighbors, 6 neighbors, 21 neighbors, 21 neighbors. 3 bodies are 10 bodies and 4 neighbors are 1 body. On average, the number of neighbors is about 1.8.
  • the low enriched fuel adjacent to the highly enriched fuel in the core inner region is 12 adjacent highly enriched fuels, 20 adjacent 2 bodies, 8 adjacent 3 bodies, and on average the number of adjacent neighbors is about 1.9.
  • the fuel type mismatch effect is promoted by arranging each fuel type almost uniformly in the core, and the core economy is improved by improving the thermal margin. it can.
  • the initially loaded core of the present embodiment has the same configuration as the core 3B of the third embodiment, except that the average enrichment of the highly enriched fuel is 3.4 wt%.
  • Other configurations of the core 3B are the same as those in the third embodiment.
  • the amount of fissile material loaded in the initially loaded core can be reduced by reducing the enrichment from the average enrichment of the replacement fuel of 3.8 wt%.
  • the economy of the initially loaded core can be reduced. Can be improved.

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Abstract

　中濃縮燃料を外周に装荷または低濃縮燃料と高濃縮燃料を隣接させることで初装荷炉心の経済性を向上させる。　本発明は、核***性物質の含有量が3.0wt%以上の高濃縮燃料、前記含有量が1.5wt%以上3.0wt%未満の中濃縮燃料、前記含有量が1.5wt%未満の低濃縮燃料を含む少なくとも3種類の燃料を備えた沸騰水型原子炉の初装荷炉心において、炉心の最外周にあって他の燃料と接しない水平方向の面を持つ燃料が占める領域を最外周領域とし、炉心外接円半径の80%よりも外側かつ最外周領域を除く領域を外周領域、それ以外を内部領域とするとき、前記外周領域に装荷される燃料の50%以上を中濃縮燃料とすることを特徴とする。

Description

原子炉炉心
　本発明は原子炉炉心に関する。
　沸騰水型原子炉は、複数の燃料集合体を原子炉圧力容器内に設けられた炉心に装荷している。これらの燃料集合体は、ウランを含む核燃料物質で製造された複数の燃料ペレットを充填した複数の燃料棒、これらの燃料棒の下端を支持する下部タイプレート、核燃料棒の上端部を保持する上部タイプレート、及び上部タイプレートに取り付けられて下部タイプレートに向かって伸びる、正方形の角筒であるチャンネルボックスを有している。複数の燃料棒は、相互の間隔を所定幅に保持する燃料スペーサによって束ねられてチャンネルボックス内に配置される。
　新設の沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内に設けられた炉心は初装荷炉心と呼ばれ、この初装荷炉心に装荷された全ての燃料集合体は、燃焼度が０ＧＷｄ／ｔの新燃料集合体である。この初装荷炉心を有する沸騰水型原子炉では、第１サイクルの運転が終了した後、初装荷炉心内の一部の燃料集合体が取り出され、新燃料集合体と交換される。第１サイクルの運転が終了した後に炉心から取り出される複数の燃料集合体は、初装荷炉心に装荷される時点において、初装荷炉心に装荷される全燃料集合体の平均濃縮度よりも低い濃縮度を有している。
　初装荷炉心を有する沸騰水型原子炉も１つの運転サイクル（例えば、１年間）に亘って燃料集合体を補給することなしに運転し続けねばならないので、その初装荷炉心は臨界を維持するために必要な量よりも多い核***性物質を含んでいる。このため、初装荷炉心は余剰反応度を保有することになり、この余剰反応度を制御するために、沸騰水型原子炉は複数の制御棒を有しており、さらに、初装荷炉心に装荷された燃料集合体に含まれる核燃料棒内の核燃料物質に可燃性毒物を混入している。
　このような初装荷炉心の一例が特開２００８－１４５３５９号公報に記載されている。特開２００８－１４５３５９号公報に記載された初装荷炉心では、周辺部に配置された複数の燃料集合体の核***物質の量が、周辺部よりも内側の領域に配置された燃料集合体のそれよりも多くなっている。周辺部よりも内側の領域において、平均濃縮度が低い４体の燃料集合体を有する複数のコントロールセルが配置され、原子炉出力調整用の制御棒がコントロールセルを構成する４体の燃料集合体の間に挿入される。
　特公平０６－０４４０５５号公報にも初装荷炉心が記載されている。この初装荷炉心は燃料として複数種類のウラン濃縮度を有する燃料集合体を装荷している。これら複数の燃料を用いて炉心の出力分布を平坦にすることで、プラントの経済性を向上している。
　特開昭５９―０１５８８８号公報の初装荷炉心はウラン濃縮度の高い高濃縮燃料を炉心最外周に装荷している。出力の低い最外周の燃料の出力を向上することで、炉心の径方向の出力ピーキングを平坦化している。
特開２００８－１４５３５９号公報 特公平０６－０４４０５５号公報 特開昭５９―０１５８８８号公報
　特公平０６－０４４０５５号公報に記載された初装荷炉心は、複数種類の濃縮度の燃料を備えた炉心において、燃焼度が０ＧＷｄ／ｔにおいて中性子増倍率が燃料中で最大となる中程度の濃縮度を最外層に装荷する方法であり、炉心の中性子の漏れが増大する結果となり、経済性が低下する。
　特開昭５９―０１５８８８号公報に記載された初装荷炉心は、燃料経済性を向上するために、１～３サイクルの間に取り出されることのない濃縮度の高い燃料を第１サイクルにおいて最外周に配置している。これにより出力分布が平坦になるが、前述の公報と同様に中性子の漏れが増大する。
　本発明の目的は、初装荷炉心の経済性を向上することにある。
　本発明は、炉心の最外周にあって他の燃料と接しない水平方向の面を持つ燃料が占める領域を最外周領域とし、炉心外接円半径の80%よりも外側かつ最外周領域を除く領域を外周領域、それ以外を内部領域とするとき、前記外周領域に装荷される燃料の50%以上を中濃縮燃料とすることを特徴とする。
　本発明によれば、初装荷炉心の経済性を向上できる。
本発明の好適な一実施例である原子炉炉心の燃料装荷パターンである。 図１に示す初装荷炉心を有する沸騰水型原子炉の構成図である。 図１に示す初装荷炉心に装荷される燃料集合体の構成図である。 図１に示す初装荷炉心の中性子検出器の周囲に配置された４体の燃料集合体の横断面図である。 図１に示す初装荷炉心の１つのセルに配置された４体の燃料集合体の平面図である。 初装荷炉心燃料の燃焼度に対する中性子無限増倍率の一例である。 炉心の中心からの距離に対する出力の一例である。 一般的な平衡炉心燃料装荷パターンである。 コントロールセルが隣接する面の説明図である。 炉心最外層領域、外周領域、内部領域の説明図である。 本発明の他の実施例である実施例２の原子炉の初装荷炉心の横断面図である。 本発明の他の実施例である実施例３および４の原子炉の初装荷炉心の横断面図である。
　本発明は、原子炉の初装荷炉心に係り、特に、沸騰水型原子炉に適用するのに好適な原子炉の初装荷炉心に関する。
　発明者らは、種々の検討を重ね、初装荷炉心において経済性を向上する新たな構成を見いだした。この検討結果および新たに見いだした初装荷炉心の概要を以下に説明する。
　背景技術にあるように沸騰水型原子炉の初装荷炉心の経済性向上にために核***性物質含有割合(以下、濃縮度と記述)が多種類の燃料を用いることが一般的である。この理由を以下に述べる。ここで、初装荷炉心から運転を開始して複数回燃料交換を繰り返す間を移行炉心とし、移行炉心が燃料交換を繰り返して燃料装荷パターンがほぼ一定となった状態を平衡炉心とする。このとき、平衡炉心が最も経済性が高い。前述の濃縮度多種類の初装荷炉心は、出来るだけ平衡炉心に近づけるために、平衡炉心を模擬することを念頭に置いて燃料を装荷する。各燃料は平衡炉心における燃焼した燃料を模擬するために、複数種類の濃縮度を用いられる。例えば、燃焼した燃料に相当する燃料は濃縮度を低下させることで模擬する。一般に、原子炉の取替燃料は３ｗｔ％以上の濃縮度の燃料が用いられるため、３ｗｔ％以上の濃縮度を持つ燃料を高濃縮燃料とする。高濃縮燃料の核***性物質割合の半分以上、つまり１．５ｗｔ％以上の濃縮度を持ち、高濃縮に属しない燃料を中濃縮燃料とし、高濃縮、中濃縮に属しない濃縮度の燃料を低濃縮燃料と定義する。
　図６に各燃料の燃焼度と中性子無限増倍率(以下、増倍率)の関係を示す。(a)は濃縮度約３．８ｗｔ％の高濃縮燃料であり、可燃性毒物を含み平衡炉心の取替燃料と同等である。(b)は濃縮度約２．５ｗｔ％の中濃縮燃料Ａであり、可燃性毒物を含んでいる。(c)は濃縮度約１．８ｗｔ％の中濃縮燃料Ｂであり、可燃性毒物を含まない。(d)は可燃性毒物を含まない天然ウラン燃料(低濃縮燃料)である。(a)の燃料の燃焼後の特性を模擬するために(b)などを初装荷燃料に用いるが、(a)の燃焼後の傾きと(b)の傾きはわずかに異なる。これは、濃縮度の違いにより中性子エネルギースペクトル(以下、スペクトル)が異なることと、初装荷のウラン燃料は燃料中にプルトニウムを含まないが、燃焼後の燃料はプルトニウムを含むために燃料の特性が異なることに起因する。そこで、炉心の運転末期まで臨界を持続させる観点と、第2サイクル以降の移行炉心においても臨界を担保し、平衡炉心に出来るだけ早期に移行する観点から、第一サイクルにおいては模擬対象である燃焼後の燃料よりも無限増倍率を同じか高く設定する。しかしながら、増倍率が高くなるように濃縮度を増大すると、燃焼初期において無限増倍率が高くなりすぎる。そこで、高くなりすぎる一部の燃料(例えば(b))に可燃性毒物を添加し、初期の増倍率を低減して図示するような増倍率変化とする。このとき、初装荷炉心の第１サイクル初期において、増倍率の関係は以下のようになる。中濃縮燃料Ａ（ｂ）≧中濃縮燃料Ｂ（ｃ）＞高濃縮燃料（ａ）＞低濃縮燃料（ｄ）。一方、第１サイクル末期における増倍率の関係は、各燃料が同じ燃焼度ずつ燃えたとすると次のようになる。高濃縮燃料（ａ）＞中濃縮燃料Ａ（ｂ）＞中濃縮燃料Ｂ（ｃ）＞低濃縮燃料（ｄ）。中濃縮燃料Ａが運転期間を通して増倍率が大きい。炉心の出力を平坦化して熱的余裕を向上するためには、炉心外周部の出力を増大させることで、炉心内部の出力分担を低減することができる。
　図７に典型的な炉心中心からの距離に対する出力分布を示す。炉心内部を平坦にできたとすれば、その相対出力の高さは炉心外周部の出力の低下量に依存する。出力が低下し始める炉心外周部は図７より、炉心外径に対して炉心中心から80%の位置から低下を始める。よって、発明者らはこの領域に運転期間を通してできるだけ増倍率の高い燃料を置くことを考えた。この場合は中濃縮燃料Ａに相当する。
　次に、発明者らは取替燃料体数を低減することによる炉心の経済性の向上を考えた。取替燃料体数を低減することはすなわち、取り出される燃料の濃縮度に対する燃焼度を増大させることを意味する。一般的な初装荷炉心では第一サイクル運転後に最も濃縮度が低い燃料が取り出される。濃縮度が低い燃料は単体での出力が低く、しかも炉心においても最外周などの出力が低くなりやすい位置に装荷されるため、ほとんど燃焼しない。その結果、濃縮度に対する燃焼度が小さくなる。これが初装荷炉心の経済性低下要因の一つである。そこで、低濃縮燃料を増倍率の高い燃料に隣接させる。運転期間を通して考えると、低濃縮燃料は燃焼とともに増倍率が低下するため、炉心の余剰反応度変化を低減する観点からは可燃性毒物の添加により燃焼とともに増倍率が増加する高濃縮燃料が良い。高濃縮燃料は運転末期で増倍率が各燃料中で最大となるため炉内での出力が大きくなる。出力分布平坦化の観点から高濃縮燃料には増倍率の低い燃料を隣接させると良い。そこで、これら２つの効果を得るために、高濃縮燃料と低濃縮燃料をできるだけ隣接させる。
　図８に一般的な平衡炉心の燃料装荷パターンを示す。平衡炉心を模擬するような燃料装荷パターンを高・中・低濃縮燃料の組み合わせで作る場合、図８の装荷パターンのようにこれらの燃料を交互に並べる。初装荷炉心においては、高濃縮燃料の周囲に配置される低濃縮燃料の数は２であり、低濃縮燃料の周囲に配置される高濃縮燃料の数は２となる。さらに、一般的な沸騰水型原子炉では運転中に制御棒操作する領域としてコントロールセル(以下、CC)と呼ばれる制御棒の周囲に出力が低い燃料を４体装荷する。初装荷炉心では、出力が低い燃料として低濃縮燃料が用いられる。CCの低濃縮燃料は周囲の２体は必ず低濃縮燃料であり、前述したように周囲に高濃縮燃料を配置するためには、CC周囲に高濃縮燃料を配置するような装荷パターンの制限が生まれる。しかし、CCにおいて高濃縮燃料が低濃縮燃料に中性子を供給しても制御棒に吸収されるために、燃焼の効果は小さい。一方で、互い違いに燃料を装荷するパターンにおいては、CC位置を避けて高濃縮燃料を置くと炉心内部に装荷出来なかった燃料を外周部に装荷することになる。そこで発明者らは、CC周囲でも他と同様に互い違いの燃料装荷パターンであれば良いと考えた。つまり、CC中4体の低濃縮燃料が他の燃料と接する面は8面あり、その8面に相対して燃料が互い違いに装荷される場合、図９のようになる。図９の同じ数字の面は同種の燃料に隣接することを示している。燃料種類3種類以上で構成される炉心の場合、8面のうち最低2面が高濃縮燃料に隣接する。これはCC位置の低濃縮燃料が高濃縮燃料に相対する面の平均数が最低0.5であることを示す。さらにCCを構成する燃料について、CC位置とそれ以外の位置の体数比は図９よりおおよそ1:2となる。つまり、初装荷炉心における低濃縮燃料が高濃縮燃料に隣接する隣接面の平均数は1.5以上となる。同様に、互い違いに並べたときの高濃縮燃料に対して低濃縮燃料が隣接する平均数は2である。炉心外周部への高濃縮燃料の装荷を避けるためには、炉心内部に低濃縮燃料とほぼ同数の高濃縮燃料が装荷される。前述のようにCCを作成した場合は、同数である1つのCCにつき4体の高濃縮燃料が互い違いとは異なるパターンで装荷されることになる。CCの低濃縮燃料の最低2面が高濃縮燃料に相対する場合、高濃縮燃料から見ても最低2面が低濃縮燃料に相対する。つまり、低濃縮燃料と同様に高濃縮燃料が低濃縮燃料に隣接する隣接面の平均数は1.5以上となる。上記の検討結果を反映した、本発明の実施例を以下に説明する。
　本発明の好適な一実施例である実施例１の原子炉の初装荷炉心を、図１を用いて説明する。
　まず、本実施例の初装荷炉心が適用される沸騰水型原子炉の概略の構成を、図１及び図２を用いて説明する。沸騰水型原子炉１は、原子炉圧力容器２内に初装荷炉心である炉心３を設けている。炉心３は、原子炉圧力容器２内に設置された円筒状の炉心シュラウド７によって取り囲まれている。炉心３を覆うシュラウドヘッド１０が炉心シュラウド７の上端に設けられ、気水分離器１１がシュラウドヘッド１０に取り付けられて上方に向かって伸びている。蒸気乾燥器１２が気水分離器１１の上方に配置される。シュラウドヘッド１０、気水分離器１１及び蒸気乾燥器１２が、原子炉圧力容器２内に配置される。
　上部格子板２７が、シュラウドヘッド１０の下方で炉心シュラウド７内に配置され、炉心シュラウド７に取り付けられて炉心３の上端部に位置している。炉心支持板８が、炉心３の下端部に位置して炉心シュラウド７内に配置され、炉心シュラウド７に設置される。複数のインターナルポンプ１３が原子炉圧力容器２の底部に取り付けられ、各インターナルポンプ１３のインペラが炉心シュラウド７と原子炉圧力容器２の間に形成される環状のダウンカマ１４内に配置される。複数の燃料支持金具９が炉心支持板８に設置されている。複数の制御棒案内管１５が炉心支持板８の下方で原子炉圧力容器２内に配置される。横断面が十字形をした制御棒５が各制御棒案内管１５内にそれぞれ配置され、制御棒５は原子炉圧力容器２の底部に取り付けられた制御棒駆動機構ハウジング（図示せず）内に設置された制御棒駆動機構１６に連結されている。
　複数（例えば、８７２体）の燃料集合体４が炉心３に装荷されている。初装荷炉心である炉心３に装荷された全ての燃料集合体の燃焼度は、炉心３を有する沸騰水型原子炉の運転開始前において、０ＧＷｄ／ｔである。８７２体の燃料集合体４が装荷される炉心３を有する沸騰水型原子炉１では、２０５本の制御棒５が用いられる。
　炉心３に装荷される燃料集合体４を、図３を用いて説明する。燃料集合体４は、複数の燃料棒２０、上部タイプレート２３、下部タイプレート２４及びチャンネルボックス２２を有する。核***性物質（ウラン２３５）を含む核燃料物質を用いて製造した円筒形状の多数の燃料ペレットが、燃料棒２０内に充填されている。各燃料棒２０の下端部が下部タイプレート２４によって支持され、核燃料棒２０の上端部がハンドル２３ａを設けている上部タイプレート２３によって保持される。各燃料棒２０が、正方格子状に配置され（図４参照）、燃料棒相互間に所定の間隔が保持されるように複数の燃料スペーサ２５で束ねられている。複数の燃料スペーサ２５は、燃料集合体４の軸方向に配置される。部分長燃料棒２０Ａが、図４に示すように、燃料棒２０の配列の最外層に隣接する内側の層に配置される。燃料集合体４の横断面の中央部に２本の水ロッド２１が隣接して配置され、各燃料棒２０がこれらの水ロッド２１の周囲を取り囲んでいる（図４参照）。水ロッド２１も、下端部が下部タイプレート２４で支持され、上端部が上部タイプレートで保持される。複数の燃料スペーサ２５によって束ねられた複数の燃料棒２０及び水ロッド２１は、上端部が上部タイプレート２３に取り付けられて下部タイプレート２４に向かって伸びるチャンネルボックス２２内に配置される。燃料集合体４内の一部の燃料棒２０は、燃料ペレットに可燃性毒物を含んでいる。炉心３内には、中性子検出器が配置されている。
　４体の燃料集合体４の上端部が、図５に示すように、上部格子板２７に形成されるそれぞれの升目内に挿入された状態で、各燃料集合体４のチャンネルボックス２２の上端に取り付けられたチャンネルファスナ２６によって上部格子板２７に押し付けられて保持される。これら４体の燃料集合体４は、１本の制御棒５に隣接して配置され、この制御棒５を取り囲んでいる。１本の制御棒５、及びこの制御棒に隣接して配置された４体の燃料集合体４により１つのセルが形成される。炉心３は複数のセルを含んでいる。
　燃料集合体４は核***性物質の装荷割合に応じて種類があり、核***性ウラン２３５を燃料集合体平均３．８ｗｔ％持つ高濃縮燃料と２．５ｗｔ％の中濃縮燃料Ａと１．８ｗｔ％の中濃縮燃料Ｂと天然ウラン（０．７１ｗｔ％）のみを用いた低濃縮燃料の４種類の燃料から初装荷炉心が構成される。これらの燃料は図１のように炉心に装荷される。炉心中で低濃縮燃料が４体集められた位置の中央は、運転中に制御棒が操作される領域であり、この制御棒を用いて原子炉の出力を調整する。
　本実施例における炉心最外層領域、炉心外周領域、炉心内部領域を図１０に1/4炉心の水平方向断面として示す。炉心外周領域の燃料集合体数は４１である。図１に示す初装荷炉心の炉心外周領域における中濃縮燃料Ａは２２体、中濃縮燃料Ｂは２体、低濃縮燃料は１７体であり、炉心外周領域の中濃縮燃料の割合は約５９％である。
　本実施例では、増倍率の大きな中濃縮燃料を炉心外周部に装荷することにより、炉心運転初期の出力を外周部で高めることで出力分布を平坦化するとともに、運転初期では炉心外周部で出力ピークを持つことで、運転末期では炉心中央部で出力ピークとなるため、炉心の運転期間を増大し経済性を向上できる。
　このように、本実施例では、核***性物質の含有量が3.0wt%以上の高濃縮燃料、同1.5wt%以上3.0wt%未満の中濃縮燃料、同1.5wt%未満の低濃縮燃料を含む少なくとも3種類の燃料を備えた沸騰水型原子炉の初装荷炉心において、炉心の最外周にあって他の燃料と接しない水平方向の面を持つ燃料が占める領域を最外周領域とし、炉心外接円半径の80%よりも外側かつ最外周領域を除く領域を外周領域、それ以外を内部領域とするとき、外周領域に装荷される燃料の50%以上は中濃縮燃料とする。
　燃料３種類以上で構成した初装荷炉心において、中濃縮燃料は一般的に可燃性毒物含有量が少ないために中性子無限増倍率が最大となる。そこで、中性子の漏れが大きくなる炉心最外周を避け、炉心外周部に装荷することによって外周部の出力を増大できる。この結果、炉心の出力を平坦化して熱的余裕を増大することで、経済性を向上することができる。
　本発明の他の実施例である実施例２の原子炉の初装荷炉心を、図１１を用いて説明する。本実施例の初装荷炉心である炉心３Ａは、実施例１の炉心３において、各濃縮度の燃料集合体を図１１に示すように配置した構成を有する。炉心３Ａの他の構成は炉心３と同じである。
　本実施例における炉心内部領域の低濃縮燃料に隣接する高濃縮燃料数は、隣接数0体の低濃縮燃料が6体、隣接数1体が7体、隣接数2体が11体、隣接数3体が12体、隣接数4体が3体であり、平均すると隣接数は約２．０となる。さらに炉心内部領域において高濃縮燃料に隣接する低濃縮燃料は、隣接数1体の高濃縮燃料が3体、隣接数2体が11体、隣接数3体が10体、隣接数4体が6体、平均すると隣接数は約２．６となる。
　本実施例では、運転末期に増倍率が最大となる高濃縮燃料が低濃縮燃料と隣接して配置されるため、低濃縮燃料の燃焼度が増大する。また、運転末期における高濃縮燃料のピーキングが低減され、出力平坦化によって経済性が向上できる。
　さらに、本実施例では、核***性物質の含有量が3.0wt%以上の高濃縮燃料、同1.5wt%以上3.0wt%未満の中濃縮燃料、同1.5wt%未満の低濃縮燃料を含む少なくとも3種類の燃料を備えた沸騰水型原子炉の初装荷炉心において、炉心の最外周にあって他の燃料と接しない水平方向の面を持つ燃料が占める領域を最外周領域とし、炉心外接円半径の80%よりも外側かつ最外周領域を除く領域を外周領域、それ以外を内部領域とし、燃料集合体が他の燃料と隣接する4面を隣接面とするとき、内部領域の高濃縮燃料が低濃縮燃料に隣接する隣接面の平均数が1.5以上かつ、低濃縮燃料が高濃縮燃料に隣接する隣接面の平均数が1.5以上とする。
　初装荷炉心の経済性を向上するためにはできるだけ濃縮度に対する取出燃焼度の割合を高めて、取替燃料数を低減することが必要である。しかしながら、低濃縮燃料は燃えにくいため、高濃縮燃料を隣接させることで低濃縮燃料側へ中性子を流入させ、強制的に燃焼させられる。また、運転末期に可燃性毒物が燃え尽きた高濃縮燃料における出力の増大を抑えるために、低濃縮燃料を隣接させることで出力分布を平坦化でき、経済性を向上できる。
　本発明の他の実施例である実施例３の原子炉の初装荷炉心を、図１２を用いて説明する。本実施例の初装荷炉心である炉心３Ｂは、実施例１の炉心３において、各濃縮度の燃料集合体を図１２に示すように配置した構成を有する。炉心３Ｂの他の構成は炉心３と同じである。
　本実施例における炉心外周領域の高濃縮燃料は８体、中濃縮燃料Ａは１７体、中濃縮燃料Ｂは１５体、低濃縮燃料は１体であり、炉心外周領域の中濃縮燃料の割合は約７８％である。
本実施例における炉心内部領域の低濃縮燃料に隣接する高濃縮燃料数は、隣接数0体の低濃縮燃料が７体、隣接数1体が６体、隣接数2体が２１体、隣接数3体が1０体、隣接数4体が１体であり、平均すると隣接数は約１．８となる。さらに炉心内部領域において高濃縮燃料に隣接する低濃縮燃料は、隣接数1体の高濃縮燃料が１２体、隣接数2体が２０体、隣接数3体が８体、平均すると隣接数は約１．９となる。
　本実施例では、実施例１および２の効果に加え、各燃料種類をほぼ均等に炉心に配置したことにより各燃料出力ミスマッチ効果の低減が促進され、熱的余裕向上により炉心の経済性を向上できる。
　本発明の他の実施例である実施例４の原子炉の初装荷炉心を説明する。本実施例の初装荷炉心は実施例３の炉心３Ｂと同等の構成を有するが、高濃縮燃料の平均濃縮度が３．４ｗｔ％であることが異なる。炉心３Ｂの他の構成は実施例３と同じである。
　本実施例では、取替燃料の平均濃縮度３．８ｗｔ％よりも濃縮度を低減することにより、初装荷炉心に装荷する核***性物質量を低減することができ、結果として初装荷炉心の経済性を向上できる。
　１…沸騰水型原子炉、２…原子炉圧力容器、３，３Ａ，３Ｂ…炉心、４…燃料集合体、５…制御棒、７…炉心シュラウド、８…炉心支持板、９，９ａ，９ｂ…燃料支持金具、１３…インターナルポンプ、１５…制御棒案内管、１６…制御棒駆動機構、２０…燃料棒、２２…チャンネルボックス、２７…上部格子板

Claims (4)

  1. 　核***性物質の含有量が3.0wt%以上の高濃縮燃料、前記含有量が1.5wt%以上3.0wt%未満の中濃縮燃料、前記含有量が1.5wt%未満の低濃縮燃料を含む少なくとも3種類の燃料を備えた沸騰水型原子炉の初装荷炉心において、
    　炉心の最外周にあって他の燃料と接しない水平方向の面を持つ燃料が占める領域を最外周領域とし、炉心外接円半径の80%よりも外側かつ最外周領域を除く領域を外周領域、それ以外を内部領域とするとき、前記外周領域に装荷される燃料の50%以上を中濃縮燃料とすることを特徴とする原子炉炉心。
  2. 　核***性物質の含有量が3.0wt%以上の高濃縮燃料、前記含有量が1.5wt%以上3.0wt%未満の中濃縮燃料、前記含有量が1.5wt%未満の低濃縮燃料を含む少なくとも3種類の燃料を備えた沸騰水型原子炉の初装荷炉心において、
    　炉心の最外周にあって他の燃料と接しない水平方向の面を持つ燃料が占める領域を最外周領域とし、炉心外接円半径の80%よりも外側かつ最外周領域を除く領域を外周領域、それ以外を内部領域とし、燃料集合体が他の燃料と隣接する4面を隣接面とするとき、前記内部領域の高濃縮燃料が低濃縮燃料に隣接する隣接面の平均数が1.5以上かつ、低濃縮燃料が高濃縮燃料に隣接する隣接面の平均数が1.5以上とすることを特徴とする原子炉炉心。
  3. 　請求項１記載の原子炉炉心において、前記内部領域の高濃縮燃料が低濃縮燃料に隣接する隣接面の平均数が1.5以上かつ、低濃縮燃料が高濃縮燃料に隣接する隣接面の平均数が1.5以上とすることを特徴とする原子炉炉心。
  4. 　前記高濃縮燃料の核***性物質含有量が取替燃料よりも小さいことを特徴とする請求項１ないし３のいずれか１項に記載の原子炉炉心。
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