JP6430141B2 - 沸騰水型原子炉の炉心 - Google Patents

Description

本発明は、軽水炉の一種である沸騰水型原子炉の炉心に関する。

沸騰水型原子炉の炉心は、十字型制御棒とそれを囲む４体の燃料集合体を単位格子とし、この単位格子を多数配列して構成される。このような原子炉は、一般に、連続運転期間(運転サイクル)が終わる毎に、炉心内の一部の燃料集合体を取り出し、新しい燃料集合体(燃焼度が０ＧＷｄ／ｔの未燃焼燃料集合体)を装荷して、運転サイクルを繰り返すことにより運用されている。

このような沸騰水型原子炉の炉心に関する技術として、例えば、特許文献１（特開平１０−０８２８７９号公報）には、初装荷炉心（原子炉が建設されて初めて燃料集合体が装荷された炉心）の径方向の出力分布を平坦化し、運転サイクルにおける炉心特性を向上させることを目的として、平均濃縮度の異なるそれぞれの燃料集合体を、平衡炉心における滞在期間の異なる燃料集合体それぞれに見立てた燃料構成として平衡炉心を模擬した炉心構成とし、炉心径方向の最外周と最外周から２層目に最高濃縮度で、かつ可燃性毒物入り燃料棒の本数の少ない燃料集合体を配置した初装荷炉心が開示されている。

特開平１０−０８２８７９号公報

ところで、原子力発電プラントの稼働率、すなわち、全期間に対する稼働時間の比を向上させ、原子力発電プラントの経済性を向上させるためには、原子炉の運転サイクルを延長すること(長期サイクル運転)が有効である。原子炉の運転サイクルを延長させる方法としては、燃料集合体単位における核燃料物質の装荷量を増やして高い反応度を長期間維持できるようにすることが考えられる。

核燃料物質の装荷量を増やすには以下の方法がある。
すなわち、例えば、燃料集合体あたりの燃料ペレットの量を増加させることで核燃料物質の装荷量を増やすことができるが、燃料集合体の設計変更が必要となり、容易ではない。また、例えば、燃料ペレット内の核分裂性物質の割合を増やすこと、すなわち濃縮度を増加させることで、設計変更を行わずに核燃料物質の装荷量を増やすことができるが、核分裂物質の濃縮度には制限がある。また、核分裂性物質の濃縮度を増加させた場合、最大線出力密度、最小限界出力比といった熱的余裕の運転制限値、及び炉停止余裕の運転制限値を満たすことが困難である。

本発明は上記に鑑みてなされたものであり、最高ウラン濃縮度、最大線出力密度、最小限界出力比、炉停止余裕などに関する制限を満たしつつ、運転サイクルを延長することができ、原子力発電プラントの経済性を向上させることができる沸騰水型原子炉の炉心を提供することを目的とする。

上記目的を達成するために、本発明は、未燃焼の燃料集合体のみで構成され、核分裂性物質の平均濃縮度が４．０ｗｔ％以上である沸騰水型原子炉の炉心であって、前記炉心の外接円の半径をＲとした場合に、前記外接円と同じ中心を有する半径０．７５Ｒの円よりも内側の領域を炉心内部領域、外側の領域を炉心外周領域と定義するとともに、中心が前記半径０．７５Ｒの円の内側にある前記燃料集合体は前記炉心内部領域に属し、外側にある前記燃料集合体は前記炉心外周領域に属するものと定義し、前記炉心内部領域において、可燃性毒物含有燃料棒を含む前記燃料集合体における可燃性毒物含有燃料棒の本数の平均をａと定義し、前記炉心外周領域において、可燃性毒物含有燃料棒を含む前記燃料集合体のうち、最外周に配置された前記燃料集合体を除いた前記燃料集合体における可燃性毒物含有燃料棒の本数の平均をｂと定義し、前記炉心内部領域において、可燃性毒物含有燃料棒を含む前記燃料集合体における可燃性毒物含有燃料棒の可燃性毒物の濃度の平均をＡと定義し、前記炉心外周領域において、可燃性毒物含有燃料棒を含む前記燃料集合体のうち、最外周に配置された前記燃料集合体を除いた前記燃料集合体における可燃性毒物含有燃料棒の可燃性毒物の濃度の平均をＢと定義した場合に、０．６≦（ｂＢ）／（ａＡ）≦０．９を満たすものとする。

最高ウラン濃縮度、最大線出力密度、最小限界出力比などに関する制限を満たしつつ、運転サイクルを延長することができ、原子力発電プラントの経済性を向上させることができる。

本実施の形態に係る沸騰水型原子炉の全体構成を概略的に示す図である。 本実施の形態に係る燃料集合体の構成を概略的に示す縦断面図である。 本実施の形態に係る燃料集合体の構成を概略的に示す水平断面図である。 炉心の水平断面における燃料集合体の配列を模式的に示す図である。 炉心の中心からの距離に対する出力分布の一例を示す図である。 定義した平均ａと平均ｂの比と、運転サイクル初期における熱的余裕（相対値）の関係を示す図である。 定義した平均ａと平均ｂの比と、運転サイクル初期における炉心停止余裕（相対値）の関係を示す図である。 定義した本数aと濃度平均Ａの積のａＡと、本数Ｂと濃度平均Ｂの積ｂＢとの比（ｂＢ／ａＡ）と、運転サイクル末期における反応度である中性子増倍率（相対値）の関係を示す図である。 定義した本数aと濃度平均Ａの積のａＡと、本数Ｂと濃度平均Ｂの積ｂＢとの比（ｂＢ／ａＡ）と、運転サイクル中期から末期における炉心停止余裕（相対値）の関係を示す図である。 平均ウラン濃縮度が１種類の燃料集合体のみで構成された炉心における平均ウラン濃縮度と連続運転期間の関係を例示する図である。 実施例１に係る沸騰水型原子炉の炉心における燃料集合体の配置の一例を示す図である。 実施例２に係る沸騰水型原子炉の炉心における燃料集合体の配置の一例を示す図である。

以下、本発明の実施の形態を図面を参照しつつ説明する。

図１は、本実施の形態に係る沸騰水型原子炉の全体構成を概略的に示す図である。

図１において、沸騰水型原子炉１００は、原子炉圧力容器１０１と、原子炉圧力容器１０１の内部に設置された炉心シュラウド１０３と、炉心シュラウド１０３の内部に設置された炉心１０５と、原子炉圧力容器１０１の内部上方に設置された簡易蒸気乾燥器１０７と、原子炉圧力容器１０１内に軽水を供給する給水配管１０２と、原子炉圧力容器１０１内で発生した蒸気を外部に送る主蒸気配管１０８とを概略備えている。

給水配管１０２を介して原子炉圧力容器１０１内部に供給された水は、原子炉圧力容器１０１と炉心シュラウド１０３とに囲まれた領域であるダウンカマ１０９内を下降し、下方から炉心１０５に流れる。炉心１０５に流入した水は、炉心１０５に装荷された複数の燃料集合体１１６（図２等参照）から熱エネルギーを得て昇温し、その一部は沸騰して蒸気となる。炉心１０５で発生した蒸気は、炉心１０５の上部に設置されたチムニ１０６により整流され、簡易蒸気乾燥器１０７に導かれる。簡易蒸気乾燥器１０７で湿分を分離された蒸気は、主蒸気配管１０８を介して原子炉圧力容器１０１の外部へ送られる。また、チムニ１０６を通った水は、再循環水として、再びダウンカマ１０９に流れ、給水と混ざり合う。

原子炉圧力容器１０１の外部へ送られた蒸気の熱エネルギーは、タービン（図示せず）を回すために使われ、タービンに接続された発電機（図示せず）によって発電が行われる。また、タービンにおいてエネルギーを失った蒸気は、復水器（図示せず）において凝縮され、給水加熱器（図示せず）により加熱されたあと、給水配管１０２を介して、再び原子炉圧力容器１０１内へ給水される。

なお、本実施の形態で例示した沸騰水型原子炉１００は、自然循環炉であり、給水と再循環水をダウンカマ１０９から炉心１０５への送水を、再循環ポンプを使用せずに、炉心シュラウド１０３の内外での密度差により生じる自然循環力のみで行う。また、沸騰水型原子炉１００は、炉心１０５で熱せられて沸騰した蒸気を水と分離するために、簡易蒸気乾燥器１０７とは別に、蒸気と水に生じる重力の差だけで分離する、重力気水分離と呼ばれる現象を用いている。蒸気と水の速度が速いと、重力気水分離の効果が低くなるため、本実施の形態における沸騰水型原子炉では、炉心１０５の出力密度を低下させ、発生する蒸気と水の速度を低下させている。

図２は、本実施の形態に係る燃料集合体の構成を概略的に示す縦断面図であり、図３はその燃料集合体の水平断面図である。

図２及び図３において、燃料集合体１１６は、二酸化ウランを含む複数の燃料ペレットを封入した複数の燃料棒１１１と、燃料棒の上端部を支持する上部タイプレート１１９と、燃料棒１１１の下端部を支持する下部タイプレート１１８、各燃料棒１１１間の間隔を保持する複数の燃料スペーサ１１７と、冷却水を流通させる水ロッド１１３と、燃料棒１１１を束ねて収納するチャンネルボックス１１０とを備えている。

チャンネルボックス１１０は、上端部が上部タイプレート１１９に取り付けられて下部タイプレート１１８に向かって伸びており、複数の燃料スペーサ１１７によって束ねられた複数の燃料棒１１１を取り囲んでいる。

燃料棒１１１には、核分裂性物質を含む燃料ペレットが装填された領域の長さ(燃料有効長)が他の燃料棒１１１に比べて短い、部分長燃料棒１１２が含まれる。本実施の形態の炉心における燃料棒１１１の燃料有効長は約２ｍである。なお、図３に示した水平断面図においては、標準の燃料棒１１１及び部分長燃料棒１１２が存在する高さ位置における水平断面を示している。

また、燃料棒１１１には、燃料ペレット内に可燃性毒物であるガドリニア（酸化ガドリニウム）を含有した可燃性毒物含有燃料棒１１４が含まれる。

図３に示すように、燃料棒１１１（部分長燃料棒１１２、及び可燃性毒物含有燃料棒１１４を含む）は、燃料集合体１１６の水平断面において１０行１０列に配置されている。燃料集合体１１６の中心部には、２本の水ロッド１１３が配置されている。水ロッド１１３は太径水ロッドであり、少なくとも２本の燃料棒１１１が配置可能な領域を占有する横断面積を有している。

なお、チャンネルボックス１１０の外幅は約１５ｃｍであり、燃料棒１１１の外径は約１．０ｃｍであり、水ロッド１１３の外径は約２．５ｃｍである。各燃料棒１１１内に充填される燃料ペレットは、核燃料物質である二酸化ウランを用いて製造され、核分裂性物質であるウラン−２３５を含んでいる。

燃料集合体１１６は、沸騰水型原子炉の炉心１０５に装荷されたとき、四角筒状のチャンネルボックス１１０の４つの側面が、隣り合う燃料集合体１１６のチャンネルボックス１１０の側面とそれぞれ所定の間隔をあけて向かい合うよう正方格子状に配置される。燃料集合体１１６間の隙間には、横断面が十字形状である制御棒１１５が配設される。燃料集合体１１６は、沸騰水型原子炉の炉心１０５に装荷されたとき、四角筒状のチャンネルボックス１１０の四隅（４つのコーナー）のうちの一つが制御棒１１５の十字形状の交差部分と向かい合うように配置される。

チャンネルボックス１１０は、チャンネルファスナ（図示せず）によって上部タイプレート１１９に取り付けられる。チャンネルファスナは、燃料集合体１１６が炉心１０５に装荷されたとき、制御棒１１５が燃料集合体１１６間に挿入できるよう、燃料集合体１１６の相互間に上記所定の間隔に相当する間隙を保持する機能を有する。このため、チャンネルファスナは、制御棒１１５と向かい合うコーナーに位置するように、上部タイプレート１１９に取り付けられている。すなわち、燃料集合体１１６の制御棒１１５と向かい合うコーナーは、チャンネルファスナが取り付けられたコーナーである。

図４は、炉心の水平断面における燃料集合体の配列を模式的に示す図である。また、図５は、炉心の中心からの距離に対する出力分布の一例を示す図である。

図４では、炉心１０５の略円形の水平断面の外接円の中心を原点Ｏとし、燃料集合体１１６が並ぶ方向に沿った直交する２つの座標軸（座標軸Ｘ、座標軸Ｙ）を設定した座標系のうちの１象限（すなわち、４分の１）だけを示している。

また、図５では、一例として、炉心等価半径が２．２ｍ以下の炉心における出力分布を示しており、横軸に炉心中心（原点Ｏ）からの距離を、縦軸に相対出力をそれぞれ示している。なお、炉心中心Ｏからの距離は、外接円の半径を１として示している。

図５に示すように、炉心中心Ｏからの距離が０．７（すなわち、炉心外径に対して炉心中心から約７５％の距離）を境に、炉心中心からの距離が遠くなるに従って、出力が徐々に低下していく。本願発明者は、この点に着目し、炉心１０５の外接円の半径をＲとした場合に、外接円と同じ中心を有する半径０．７５Ｒの円よりも内側の領域を炉心内部領域４１、外側の領域を炉心外周領域４２と定義した。

すなわち、炉心外径に対して炉心中心から７５％の距離に境界４０を設定し、炉心１０５における境界４０よりも内側の燃料集合体１１６の位置に相当する領域を炉心内部領域４１、外側の燃料集合体１１６の位置に相当する領域を炉心外周領域４２、反射体と接する燃料集合体１１６(炉心１０５の最外周に配置された燃料)の位置に相当する領域を炉心最外周領域４３とそれぞれ定義し、炉心外周領域４２に炉心内部領域４１の燃料集合体１１６よりも可燃性毒物含有燃料棒１１４の本数が相対的に少ない燃料集合体１１６を配置することにより、運転サイクル初期での炉心１０５における径方向外側の出力分布をより高くすることとした。なお、反射体と接する炉心最外周領域４３に位置する燃料集合体１１６は、中性子の漏れの効果が特に高く、反応度が特に低く、出力が小さいため、炉心の特性への影響が小さい。

図４に示した座標系における燃料集合体１１６の位置は以下のように定義する。すなわち、隣り合う燃料集合体１１６の中心間距離を座標軸の単位長さとし、各燃料集合体１１６の位置はその中心座標とする。例えば、炉心中心に一番近い位置Ｅの燃料集合体１１６の座標は(０．５，０．５)であり、原点Ｏとの距離は、０．７１である。また、位置Ｅの燃料集合体１１６の原点Ｏから最も遠い角の座標は(１，１)であり、原点Ｏとの距離は、１．４１である。つまり、燃料集合体１１６の中心が境界４０よりも内側か外側かによって、その燃料集合体１１６が炉心内部領域４１に属するか炉心外周領域４２に属するかを判定する。

ところで、原子力発電プラントの稼働率、すなわち、全期間に対する稼働時間の比を向上させ、原子力発電プラントの経済性を向上させるためには、沸騰水型原子炉１００の運転サイクルを延長すること(長期サイクル運転)が有効である。原子炉の運転サイクルを延長させる方法としては、燃料集合体１１６単位における核燃料物質の装荷量を増やして高い反応度を長期間維持できるようにすることが考えられる。燃料集合体１１６における核燃料物質の装荷量を増やす方法としては、燃料ペレット内の核分裂性物質の割合を増やす、すなわち濃縮度を増加させる方法がある。

図１０は、平均ウラン濃縮度が１種類の燃料集合体のみで構成された炉心における平均ウラン濃縮度と連続運転期間の関係を例示する図である。

図１０に示すように、沸騰水型原子炉の運転サイクルを３年以上にするには、平均ウラン濃縮度を４．０ｗｔ％以上とすることが必要である。

ここで、以上のように構成した本実施の形態の炉心１０５において、さらに、以下のように定義する。すなわち、未燃焼の燃料集合体１１６のみで構成され、核分裂性物質の平均濃縮度が４．０ｗｔ％以上である沸騰水型原子炉１００の炉心において、炉心内部領域４１において、可燃性毒物含有燃料棒１１４を含む燃料集合体１１６における可燃性毒物含有燃料棒１１４の本数の平均をａと定義し、炉心外周領域４２において、可燃性毒物含有燃料棒１１４を含む燃料集合体１１６のうち、最外周に配置された前記燃料集合体を除いた燃料集合体１１６における可燃性毒物含有燃料棒１１４の本数の平均をｂと定義する。

図６は、定義した平均ａと平均ｂの比と、運転サイクル初期における熱的余裕（相対値）の関係を示す図である。図６では、横軸に平均の比（ｂ／ａ）をとり、縦軸に熱的余裕（相対値）をとる。

比（ｂ／ａ）の値が大きい場合、運転初期において、炉心外周領域４２の出力を十分高くすることができず、炉心内部領域４１の出力が相対的に高くなり、最大線出力密度や最小限界出力比といった制限値に切迫する可能性がある。

図６からわかるように、比（ｂ／ａ）が０．６程度の小さい値の場合には、熱的余裕は、沸騰水型原子炉１００について法的に定められた熱的制限よりも小さい値であるが、比（ｂ／ａ）が大きくなるのに従って熱的余裕も大きくなり、比（ｂ／ａ）の値が０．９になると熱的余裕は熱的制限に達し、さらに比（ｂ／ａ）が大きくなるのに従って熱的余裕も大きくなっていく。したがって、本実施の形態における沸騰水型原子炉１００の炉心１０５においては、比（ｂ／ａ）≦０．９とする。

図７は、定義した平均ａと平均ｂの比と、運転サイクル初期における炉心停止余裕（相対値）の関係を示す図である。図７では、横軸に平均の比（ｂ／ａ）をとり、縦軸に炉心停止余裕（相対値）をとる。

ｂ／ａの値が小さい場合、すなわち、炉心外周領域４２の燃料が有する可燃性含有燃料棒本数が小さい場合、運転サイクル初期における、炉心外周領域４２の燃料の出力が高くなる。運転状態では、炉心では沸騰状態にあることから、中性子の漏れが大きい。しかし、冷温状態になると、沸騰状態ではなくなり、中性子の漏れの効果が急激に減少する。つまり、炉心外周領域４２の燃料の相対出力が一層高くなる。

特に、炉心等価半径が２．２ｍ以下である比較的小さい炉心では中性子漏れの効果が炉心等価半径の大きな炉心よりも大きいため、運転状態と冷温状態との差が大きい。また、炉心平均ウラン濃縮度が４．０ｗｔ％以上であり、高い反応度を有するため、冷温状態において、炉停止余裕の制限値に切迫する可能性がある。これは、炉心等価半径が比較的小さく、平均ウラン濃縮度が比較的高い炉心において、本願発明者が初めて見出した課題である。

図７からわかるように、比（ｂ／ａ）が０．６程度の小さい値の場合には、炉心停止余裕は、沸騰水型原子炉１００について法的に定められた炉心停止余裕制限よりも著しく小さい値であるが、比（ｂ／ａ）が大きくなるのに従って熱的余裕も大きくなり、比（ｂ／ａ）の値が０．７になると炉心停止余裕は炉心停止余裕制限に達し、さらに比（ｂ／ａ）が大きくなると炉心停止余裕制限を越えた値で推移する。したがって、本実施の形態における沸騰水型原子炉１００の炉心１０５においては、０．７≦（ｂ／ａ）とする。

また、本実施の形態の炉心１０５において、さらに、以下のように定義する。すなわち、未燃焼の燃料集合体１１６のみで構成され、核分裂性物質の平均濃縮度が４．０ｗｔ％以上である沸騰水型原子炉１００の炉心において、炉心内部領域４１において、可燃性毒物含有燃料棒１１４を含む燃料集合体１１６における可燃性毒物の濃度の平均をＡと定義し、炉心外周領域４２において、可燃性毒物含有燃料棒１１４を含む燃料集合体１１６のうち、最外周に配置された燃料集合体１１６を除いた燃料集合体１１６における可燃性毒物の濃度の平均をＢと定義する。

図８は、定義した本数aと濃度平均Ａの積のａＡと、本数Ｂと濃度平均Ｂの積ｂＢとの比（ｂＢ／ａＡ）と、運転サイクル末期における反応度である中性子増倍率（相対値）の関係を示す図である。

図８からわかるように、比（ｂＢ／ａＡ）が０．６程度の小さい値の場合には、中性子増倍率は、沸騰水型原子炉１００について臨界値よりも大きい値であるが、比（ｂＢ／ａＡ）が大きくなるのに従って中性子増倍率も小さくなり、比（ｂＢ／ａＡ）の値が０．９になると中性子増倍率は臨界値に達し、さらに比（ｂＢ／ａＡ）が大きくなると中性子増倍率はさらに小さくなる。したがって、本実施の形態における沸騰水型原子炉１００の炉心１０５においては、運転サイクル末期において炉心を臨界に維持できるように、（ｂＢ／ａＡ）≦０．９とする。

図９は、定義した本数aと濃度平均Ａの積のａＡと、本数Ｂと濃度平均Ｂの積ｂＢとの比（ｂＢ／ａＡ）と、運転サイクル中期から末期における炉心停止余裕（相対値）の関係を示す図である。

運転サイクル中期から運転サイクル末期では、燃料集合体１１６における可燃性毒物含有燃料棒１１４の本数だけでなく、可燃性毒物濃度にも依存して反応度が変化するため、炉停止余裕は可燃性毒物１１４の本数と濃度をかけた総量に依存する。

図９からわかるように、比（ｂＢ／ａＡ）が０．５程度の小さい値の場合には、炉心停止余裕（相対値）は、沸騰水型原子炉１００について法的に定められた制限値よりも小さい値であるが、比（ｂＢ／ａＡ）が大きくなるのに従って炉心停止余裕も大きくなり、比（ｂＢ／ａＡ）の値が０．６になると炉心停止余裕は制限値に達し、さらに比（ｂＢ／ａＡ）が大きくなると炉心停止余裕は制限値を越えた値で推移する。したがって、本実施の形態における沸騰水型原子炉１００の炉心１０５においては、０．６≦（ｂＢ／ａＡ）とする。

また、本実施の形態の炉心１０５において、さらに燃料同士の出力差が大きくなって、局所的に運転制限値を超えることがないよう、以下のように定義する。すなわち、炉心１０５の核分裂物質の平均濃縮度をＣ、燃料集合体１１６単位における核分裂物質の平均濃縮度の最高値をＤと定義した場合に、０．９≦Ｃ／Ｄとする。

以上のように、本実施の形態においては、０．７≦ｂ／ａ≦０．９、０．６≦（ｂＢ）／（ａＡ）≦０．９、および、０．９≦Ｃ／Ｄとする。

一般に、平均ウラン濃縮度が４．０ｗｔ％以上の燃料集合体一種類のみで構成された炉心では、運転サイクル初期において、炉心径方向の内側に位置する燃料集合体(炉心内部領域の燃料)の出力が高くなり、燃焼が早く進む。一方、運転サイクル末期においてでは、燃焼が早く進み反応度が低下した炉心内部領域の燃料に代わって、燃焼が進んでいない炉心径方向外側に位置する燃料集合体(炉心外周領域の燃料)の出力が増加する。しかし、炉心外周領域の燃料は、反射体が近く、炉心内部領域の燃料と比較して、中性子が漏れる割合が高いため、反応度が比較的低くなる。そのため、炉心外周領域の燃料が反応度の多くを担う運転サイクル末期においては、臨界が維持できないことが分かった。そこで、発明者らは運転サイクル末期においても臨界を維持できるよう、運転サイクル中において、炉心径方向出力分布を次のようにすることを考案にした。すなわち、燃料集合体の反応度が余っている運転サイクル初期では、炉心外周領域の燃料の反応度を向上させて、これら燃料が出力の多くを担うようにし、燃料集合体の反応度が低下した運転サイクル末期では、中性子漏れの効果が少なく、比較的大きな反応度を維持できる炉心内部領域の燃料の反応度を向上させて、これらが出力の多くを担うようにする。

運転サイクル初期において、炉心径方向外側の出力を高めるには、炉心に装荷する燃料集合体のタイプを２種類以上用意し、燃料に含まれる可燃性毒物含有燃料棒の本数が少ない方を炉心外周部の燃料とすればよい。これは、可燃性毒物含有燃料棒の本数は運転サイクル初期の反応度を調整でき、その本数が少ないほど運転サイクル初期の反応度は高くなるからである。また、可燃性毒物の濃度によって、中性子吸収効果の持続期間を調整できるため、運転サイクル末期において炉心径方向内側の出力を高めるには、炉心外周部の燃料に含まれる可燃性毒物の濃度を低くすればよい。これにより、炉心外周部の燃料の可燃性毒物が早く消滅し、燃焼が早く進むため、運転サイクル末期には炉心外周部の燃料の反応度が低下し、相対的に炉心内部領域の燃料の出力が向上するためである。

以上のように構成した本実施の形態の効果を説明する。

原子力発電プラントの稼働率、すなわち、全期間に対する稼働時間の比を向上させ、原子力発電プラントの経済性を向上させるためには、原子炉の運転サイクルを延長すること(長期サイクル運転)が有効である。原子炉の運転サイクルを延長させる方法としては、燃料集合体単位における核燃料物質の装荷量を増やして高い反応度を長期間維持できるようにすることが考えられる。核燃料物質の装荷量を増やすには以下の方法がある。すなわち、例えば、燃料集合体あたりの燃料ペレットの量を増加させることで核燃料物質の装荷量を増やすことができるが、燃料集合体の設計変更が必要となり、容易ではない。また、例えば、燃料ペレット内の核分裂性物質の割合を増やすこと、すなわち濃縮度を増加させることで、設計変更を行わずに核燃料物質の装荷量を増やすことができるが、核分裂物質の濃縮度には制限がある。また、核分裂性物質の濃縮度を増加させた場合、最大線出力密度、最小限界出力比といった熱的余裕の運転制限値、及び炉停止余裕の運転制限値を満たすことが困難である。

これに対し、本発明は、未燃焼の燃料集合体のみで構成され、核分裂性物質の平均濃縮度が４．０ｗｔ％以上である沸騰水型原子炉の炉心であって、前記炉心の外接円の半径をＲとした場合に、外接円と同じ中心を有する半径０．７５Ｒの円よりも内側の領域を炉心内部領域、外側の領域を炉心外周領域と定義し、炉心内部領域において、可燃性毒物含有燃料棒を含む燃料集合体における可燃性毒物含有燃料棒の本数の平均をａと定義し、炉心外周領域において、可燃性毒物含有燃料棒を含む燃料集合体のうち、最外周に配置された燃料集合体を除いた燃料集合体における可燃性毒物含有燃料棒の本数の平均をｂと定義した場合に、０．７≦ｂ／ａ≦０．９を満たすように構成したので、最高ウラン濃縮度、最大線出力密度、最小限界出力比、炉停止余裕などに関する制限を満たしつつ、運転サイクルを延長することができ、原子力発電プラントの経済性を向上させることができる。

また、本発明は、炉心内部領域において、可燃性毒物含有燃料棒を含む燃料集合体における可燃性毒物の濃度の平均をＡと定義し、炉心外周領域において、可燃性毒物含有燃料棒を含む燃料集合体のうち、最外周に配置された燃料集合体を除いた燃料集合体における可燃性毒物の濃度の平均をＢと定義した場合に、さらに、０．６≦（ｂＢ）／（ａＡ）≦０．９を満たすように構成したので、さらに確実に最高ウラン濃縮度、最大線出力密度、最小限界出力比、炉停止余裕などに関する制限を満たしつつ、運転サイクルを延長することができ、原子力発電プラントの経済性を向上させることができる。

本発明の実施例を図面を参照しつつ説明する。

図１１は、本実施例に係る沸騰水型原子炉の炉心における燃料集合体の配置の一例を示す図である。図１１では、燃料集合体の炉心における配置を水平断面における配置として模式的に示している。なお、図１１では、略円形である炉心の水平断面のうち、中心を原点Ｏとし、燃料集合体１１６（１１６ａ〜１１６ｃ）が並ぶ方向に沿った直交する２つの座標軸（座標軸Ｘ、座標軸Ｙ）を設定した座標系の第２象限分（すなわち、４分の１）だけを示している。

図１１に示すように、炉心１０５は、４００体の燃料集合体１１６と、９７本の制御棒１１５（図３参照）とで構成されている。

燃料集合体１１６は、すべて燃焼度０ＧＷｄ/ｔの新燃料集合体であり、含まれる燃料集合体１１６の本数により多Ｇｄ燃料１１６ａと、少Ｇｄ燃料１１６ｂと、低濃縮燃料１１６ｃとの３種類が構成されている。多Ｇｄ燃料１１６ａは、図２及び図３で説明した配置を有し、含まれる可燃性毒物含有燃料棒１１４は、１２本であり、可燃性毒物（ガドリニア）の平均濃度は１１％である。また、少Ｇｄ燃料１１６ｂは、８本の可燃性毒物含有燃料棒１１４を有しており、可燃性毒物の平均濃度は９％である。低濃縮燃料１１６ｃは可燃性毒物含有燃料棒を含まずに構成されている。燃料集合体１１６の平均ウラン濃縮度は、多Ｇｄ燃料１１６ａ、少Ｇｄ燃料１１６ｂともに４．３ｗｔ％であり、低濃縮燃料１１６ｃは０．７１ｗｔ％である。低濃縮燃料１１６ｃは、炉心１０５中で２行２列の単位（セル）を作っている。これは、運転サイクル中の出力制御のために、制御棒を挿入するコントロールセルと呼ばれるセルである。

本実施例における炉心において、各燃料の配置は図１１に示す通りであり、炉心最外周領域４３の燃料集合体１１６は、多Ｇｄ燃料が６０体、少Ｇｄ燃料１１６ｂが０体、低濃縮燃料１１６ｃが０体で、合計６０体である。また、炉心外周領域４２の燃料集合体１１６は、多Ｇｄ燃料１１６ａが２８体、少Ｇｄ燃料１１６ｂが５６体、低濃縮燃料１１６ｃが０体で、合計８４体である。炉心外周領域４２の可燃性毒物含有燃料棒１１４を含む燃料集合体１１６の可燃性毒物含有燃料棒１１４の平均本数ｂは、９．３３本である。また、濃度Ｂと本数ｂの積ｂＢの平均は９２．０である。一方、炉心内部領域４１の燃料集合体１１６は、多Ｇｄ燃料１１６ａが２０４体、少Ｇｄ燃料１１６ｂが１６体、低濃縮燃料１１６ｃが３６体で、合計２５６体である。炉心内部領域４１の可燃性毒物含有燃料棒１１４を含む燃料集合体１１６の可燃性毒物含有燃料棒１１４の平均本数ａは、１１．７１本である。濃度Ａと本数ａの積ａＡの平均は１２７．６４である。したがって、炉心内部領域４１の燃料集合体１１６と炉心外周領域４２の燃料集合体１１６の可燃性毒物含有燃料棒１１４の平均の比ｂ／ａは、０．７９であり、０．７≦ｂ／ａ≦０．９を満たす。また、炉心内部領域４１の燃料集合体１１６と炉心外周領域４２の燃料集合体１１６の可燃性毒物含有燃料棒１１４と可燃性毒物濃度の積の平均の比（ｂＢ）／（ａＡ）は、０．７２１であり、０．６≦（ｂＢ）／（ａＡ） ≦０．９を満たす。また、炉心１０５内の平均ウラン濃縮度は４．０１ｗｔ％で、４．０ｗｔ％以上である。また、炉心１０５の平均濃縮度と、燃料集合体の平均濃縮度の最高値との比は０．９２で、０．９以上である。

このように、本実施例では、炉心外周領域４２での少Ｇｄ燃料１１６ｂの割合を大きくし、炉心内部領域４１での多Ｇｄ燃料１１６ａの割合を大きくすることにより、運転サイクル初期では径方向出力分布は炉心外側で大きく、運転サイクル末期での径方向出力分布は炉心内側で大きくなるため、運転サイクル中において臨界を維持することができる。また、炉心内部領域４１の燃料集合体１１６と炉心外周領域４２の燃料集合体の可燃性毒物含有燃料棒１１４の平均の比ｂ/ａを、０．７≦ｂ／ａ≦０．９の範囲内とし、可燃性毒物含有燃料棒１１４と濃度の平均の比（ｂＢ）／（ａＡ）を０．６≦（ｂＢ）／（ａＡ）≦０．９の範囲内とすることで、運転サイクル中において臨界を維持でき、熱的余裕や炉停止余裕といった運転制限値を満たすことができる。つまり、本実施例では、最高ウラン濃縮度が5wt%以下という制約が課せられた場合に、運転サイクル中臨界を維持し、最大線出力密度や最小限界出力比といった熱的余裕に関する運転制限値及び、炉停止余裕の運転制限値を満たす、運転期間３年以上の長期サイクル運転を実現することができる。

また、本実施例では、制御棒操作のためのコントロールセルを設定することができる。

したがって、本実施例では、最高ウラン濃縮度が５ｗｔ％以下という制約が課せられた場合に、運転サイクル中臨界を維持し、最大線出力密度や最小限界出力比といった熱的余裕に関する運転制限値及び、炉停止余裕の運転制限値を満たす、運転期間３年以上の長期サイクル運転を実現できる。

なお、実施の形態及び本実例１及び２では、燃料集合体１１６の燃料棒配列が１０行１０列の場合について説明したが、９行９列の燃料集合体や８行８列の燃料集合体、１１行１１列の燃料集合体に対しても本発明を適用することができ、同様の効果を得ることができる。

また、複数の部分長燃料棒を保有する燃料集合体について説明したが、部分長燃料棒を含まない燃料集合体についても同様の効果が得られる。

さらに、２本の水ロッドを配置した燃料集合体について説明したが、水ロッドが１本である燃料集合体や、方形断面を有する水ロッドを配置した燃料集合体についても同様の効果が得られる。

本発明の実施例を図面を参照しつつ説明する。

図１２は、本実例に係る沸騰水型原子炉の炉心における燃料集合体の配置の一例を示す図である。図１２では、燃料集合体の炉心における配置を水平断面における配置として模式的に示している。なお、図１２では、略円形である炉心の水平断面のうち、中心を原点Ｏとし、燃料集合体１１６（１１６ａ，１１６ｂ）が並ぶ方向に沿った直交する２つの座標軸（座標軸Ｘ、座標軸Ｙ）を設定した座標系の第２象限分（すなわち、４分の１）だけを示している。

図１２に示すように、炉心１０５は、４００体の燃料集合体１１６と、９７本の制御棒１１５（図３参照）とで構成されている。

各燃料集合体１１６は、すべて燃焼度が０ＧＷｄ/ｔの新燃料集合体であり、含まれる可燃性毒物含有燃料棒１１４の本数により多Ｇｄ燃料１１６ａと少Ｇｄ燃料１１６ｂとの２種類が構成されている。多Ｇｄ燃料１１６ａは、図２及び図３で説明した配置を有し、１２本の可燃性毒物含有燃料棒１１４を有しており、可燃性毒物（ガドリニア）の平均濃度は１１％である。また、少Ｇｄ燃料１１６ｂは、８本の可燃性毒物含有燃料棒１１４を有しており、可燃性毒物の平均濃度は９％である。燃料集合体１１６の平均ウラン濃縮度は、多Ｇｄ燃料１１６ａ、少Ｇｄ燃料１１６ｂともに４．３ｗｔ％であり、したがって、炉心１０５に装荷されている燃料集合体１１６の平均ウラン濃縮度は４．０ｗｔ％以上となる。

なお、本実施例においては、運転初期における高い反応度をおさえるために、沸騰水型原子炉１００の炉心１０５に含まれる全ての燃料集合体１１６が可燃性毒物含有燃料棒１１４を有する。これにより、高い炉心平均濃縮度を実現でき、より連続運転期間を延長することができる。

本実施例における炉心１０５において、各燃料の配置は図１２に示す通りであり、炉心最外周領域４３の燃料集合体１１６は、多Ｇｄ燃料１１６ａが６０体、少Ｇｄ燃料１１６ｂが０体で、合計６０体である。また、炉心外周領域４２の燃料集合体１１６は、多Ｇｄ燃料１１６ａが２８体、少Ｇｄ燃料１１６ｂが５６体で、合計８４体である。また、炉心外周領域４２の燃料集合体１１６の可燃性毒物含有燃料棒１１４の平均本数ｂは、９．３３本である。濃度Ｂと本数ｂの積ｂＢの平均は９２．０である。一方、炉心内部領域４１の燃料集合体１１６は、多Ｇｄ燃料１１６ａが２４０体、少Ｇｄ燃料１１６ｂが１６体で、合計２５６体である。炉心内部領域４１の燃料集合体１１６の可燃性毒物含有燃料棒１１４の平均本数ａは、１１．７５本である。濃度Ａと本数ａの積ａＡの平均は１２８．２５である。したがって、炉心内部領域４１の燃料集合体１１６と炉心外周領域４２の燃料集合体１１６の可燃性毒物含有燃料棒１１４の平均の比ｂ／ａは、０．７９であり、０．７≦ｂ／ａ≦０．９を満たす。また、炉心内部領域４１の燃料集合体１１６と炉心外周領域４２の燃料集合体１１６の可燃性毒物含有燃料棒１１４と可燃性毒物濃度の積の平均の比（ｂＢ）／（ａＡ）は、０．７１７であり、０．６≦（ｂＢ）／（ａＡ）≦０．９を満たす。

このように、本実施例では、炉心外周領域４２での少Ｇｄ燃料１１６ｂの割合を大きくし、炉心内部領域４１での多Ｇｄ燃料１１６ａの割合を大きくすることにより、運転サイクル初期では径方向出力分布は炉心外側で大きく、運転サイクル末期での径方向出力分布は炉心内側で大きくなるため、運転サイクル中において臨界を維持することができる。また、炉心内部領域４１の燃料集合体１１６と炉心外周領域４２の燃料集合体の可燃性毒物含有燃料棒１１４の平均の比ｂ/ａを、０．７≦ｂ／ａ≦０．９の範囲内とし、可燃性毒物含有燃料棒１１４と濃度の平均の比（ｂＢ）／（ａＡ）を０．６≦（ｂＢ）／（ａＡ）≦０．９の範囲内とすることで、運転サイクル中において臨界を維持でき、熱的余裕や炉停止余裕といった運転制限値を満たすことができる。つまり、本実施例では、最高ウラン濃縮度が5wt%以下という制約が課せられた場合に、運転サイクル中臨界を維持し、最大線出力密度や最小限界出力比といった熱的余裕に関する運転制限値及び、炉停止余裕の運転制限値を満たす、運転期間３年以上の長期サイクル運転を実現することができる。

４０ 境界
４１ 炉心内部領域
４２ 炉心外周領域
４３ 炉心最外周領域
１００ 沸騰水型原子炉
１０１ 原子炉圧力容器
１０２ 給水配管
１０３ シュラウド
１０４ 制御棒駆動機構
１０５ 炉心
１０６ チムニ
１０７ 簡易蒸気乾燥器
１０８ 主蒸気配管
１０９ ダウンカマ
１１０ チャンネルボックス
１１１ 燃料棒
１１２ 部分長燃料棒
１１３ 水ロッド
１１４ 可燃性毒物含有燃料棒
１１５ 制御棒
１１６ 燃料集合体
１１６ａ 多Ｇｄ燃料
１１６ｂ 少Ｇｄ燃料
１１６ｃ 低濃縮燃料
１１７ スペーサ
１１８ 下部タイプレート
１１９ 上部タイプレート

Claims (3)

1. 未燃焼の燃料集合体のみで構成され、核分裂性物質の平均濃縮度が４．０ｗｔ％以上である沸騰水型原子炉の炉心であって、
   前記炉心の外接円の半径をＲとした場合に、前記外接円と同じ中心を有する半径０．７５Ｒの円よりも内側の領域を炉心内部領域、外側の領域を炉心外周領域と定義するとともに、中心が前記半径０．７５Ｒの円の内側にある前記燃料集合体は前記炉心内部領域に属し、外側にある前記燃料集合体は前記炉心外周領域に属するものと定義し、
   前記炉心内部領域において、可燃性毒物含有燃料棒を含む前記燃料集合体における可燃性毒物含有燃料棒の本数の平均をａと定義し、
   前記炉心外周領域において、可燃性毒物含有燃料棒を含む前記燃料集合体のうち、最外周に配置された前記燃料集合体を除いた前記燃料集合体における可燃性毒物含有燃料棒の本数の平均をｂと定義し、
   前記炉心内部領域において、可燃性毒物含有燃料棒を含む前記燃料集合体における可燃性毒物含有燃料棒の可燃性毒物の濃度の平均をＡと定義し、
   前記炉心外周領域において、可燃性毒物含有燃料棒を含む前記燃料集合体のうち、最外周に配置された前記燃料集合体を除いた前記燃料集合体における可燃性毒物含有燃料棒の可燃性毒物の濃度の平均をＢと定義した場合に、
   ０．６≦（ｂＢ）／（ａＡ）≦０．９を満たすことを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。
2. 請求項１記載の沸騰水型原子炉の炉心において、
   前記炉心の前記核分裂性物質の平均濃縮度をＣ、
   前記燃料集合体単位における前記核分裂性物質の平均濃縮度の最高値をＤと定義した場合に、
   ０．９≦Ｃ／Ｄを満たすことを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。
3. 請求項１記載の沸騰水型原子炉の炉心において、
   前記炉心に含まれる全ての前記燃料集合体が前記可燃性毒物含有燃料棒を有することを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。

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