JPH03214097A - 原子炉の運転方法 - Google Patents
原子炉の運転方法Info
- Publication number
- JPH03214097A JPH03214097A JP2007210A JP721090A JPH03214097A JP H03214097 A JPH03214097 A JP H03214097A JP 2007210 A JP2007210 A JP 2007210A JP 721090 A JP721090 A JP 721090A JP H03214097 A JPH03214097 A JP H03214097A
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- Japan
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- fuel
- cycle
- reactor
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- replaced
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- Pending
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-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
［発明の目的〕
（産業上の利用分野）
本発明は原子炉の運転方法に関する。
（従来の技術）
一般に、原子炉が建設されて初めて炉心に装荷される初
装荷炉心の燃料の濃縮度は、予め計画された一定の期間
（これを１サイクルと呼ぶ）原子炉が運転可能なように
決定される。沸騰水型原子炉では、運転期間が１５ケ月
の場合には、初装荷燃料の濃縮度は約２．５ｗｔ％とさ
れている。このように初装荷燃料の濃縮度を２．５ｗｔ
％とすると、原子炉を１サイクル運転した後には炉心の
余剰反応度は零となり、制御棒をすべて引き抜いた状態
でちょうど臨界となる。
装荷炉心の燃料の濃縮度は、予め計画された一定の期間
（これを１サイクルと呼ぶ）原子炉が運転可能なように
決定される。沸騰水型原子炉では、運転期間が１５ケ月
の場合には、初装荷燃料の濃縮度は約２．５ｗｔ％とさ
れている。このように初装荷燃料の濃縮度を２．５ｗｔ
％とすると、原子炉を１サイクル運転した後には炉心の
余剰反応度は零となり、制御棒をすべて引き抜いた状態
でちょうど臨界となる。
このような沸騰水型原子炉では、第１サイクルの運転終
了後、初装荷燃料の約１／３が取替燃料に交換されて第
２サイクルの運転が行われ、１サイクル経過後にさらに
初装荷燃料の約１／３が取替燃料に交換されて第３サイ
クルの運転が行われる。そして、このような原子炉の炉
心では、たとえば第２サイクルにおいては、第１サイク
ルで使用された初装荷燃料の約２／３がこのまま装荷さ
れて使用されるため、第２サイクルで最初に炉心内に装
荷される取替燃料の濃縮度を初装荷燃料の濃縮度よりも
高くする必要があり、この第２サイクルで装荷される取
替燃料の濃縮度は約３．５ｗｔ％とされている。なお、
この取替燃料の濃縮度は燃料の交換計画、すなわち各サ
イクルにおいて、炉心内に取替燃料を何体装荷するかに
より決定される。
了後、初装荷燃料の約１／３が取替燃料に交換されて第
２サイクルの運転が行われ、１サイクル経過後にさらに
初装荷燃料の約１／３が取替燃料に交換されて第３サイ
クルの運転が行われる。そして、このような原子炉の炉
心では、たとえば第２サイクルにおいては、第１サイク
ルで使用された初装荷燃料の約２／３がこのまま装荷さ
れて使用されるため、第２サイクルで最初に炉心内に装
荷される取替燃料の濃縮度を初装荷燃料の濃縮度よりも
高くする必要があり、この第２サイクルで装荷される取
替燃料の濃縮度は約３．５ｗｔ％とされている。なお、
この取替燃料の濃縮度は燃料の交換計画、すなわち各サ
イクルにおいて、炉心内に取替燃料を何体装荷するかに
より決定される。
（発明が解決しようとする課題）
このような運転方法において、初装荷燃料の航１／３は
１サイクルしか炉内に滞在せず、従って燃料は燃焼度の
低いまま炉外に取り出されてしまうことになる。そこで
、初装荷燃料の取出燃焼度を伸張させ、同時に、取替燃
料の装荷体数を減少させるため、第１回目の燃料交換時
に炉心からホり出された初装荷燃料を第２回目以降の燃
料交換時に、炉心内にあってより反応度の低いものと交
換する運転方法（初装荷燃料の再装荷）が行われている
が、取替燃料の装荷体数を減少させるためには必ずしも
十分ではなく、初装荷燃料の平均取出燃焼度の向上の観
点からも、まだ改善の余地が残されている。
１サイクルしか炉内に滞在せず、従って燃料は燃焼度の
低いまま炉外に取り出されてしまうことになる。そこで
、初装荷燃料の取出燃焼度を伸張させ、同時に、取替燃
料の装荷体数を減少させるため、第１回目の燃料交換時
に炉心からホり出された初装荷燃料を第２回目以降の燃
料交換時に、炉心内にあってより反応度の低いものと交
換する運転方法（初装荷燃料の再装荷）が行われている
が、取替燃料の装荷体数を減少させるためには必ずしも
十分ではなく、初装荷燃料の平均取出燃焼度の向上の観
点からも、まだ改善の余地が残されている。
［発明の構成コ
（課題を解決するための手段）
上記目的を達成するために、本発明は、初装荷燃料によ
り一定期間運転を行い、この後前記初装荷燃料の一部を
取替燃料に燃料交換する原子炉の運転方法において、少
なくとも第２サイクル終了後燃料交換のため取り出され
た前記初装荷燃料を第３サイクル終了後以降の燃料交換
時に、炉心内にあってより反応度の低い燃料と交換する
ようにしたことを特徴とする。
り一定期間運転を行い、この後前記初装荷燃料の一部を
取替燃料に燃料交換する原子炉の運転方法において、少
なくとも第２サイクル終了後燃料交換のため取り出され
た前記初装荷燃料を第３サイクル終了後以降の燃料交換
時に、炉心内にあってより反応度の低い燃料と交換する
ようにしたことを特徴とする。
（作 用）
本発明の原子炉の運転方法によれば、少なくとも第２サ
イクル終了後燃料交換のため取り出された初装荷燃料を
、第３サイクル終了後以降の燃料交換時に炉心内にあっ
てより反応度の低い燃料と交換するので、取替燃料の装
荷体数を減少させるばかりでなく、初装荷燃料の平均取
出燃焼度も向上する。
イクル終了後燃料交換のため取り出された初装荷燃料を
、第３サイクル終了後以降の燃料交換時に炉心内にあっ
てより反応度の低い燃料と交換するので、取替燃料の装
荷体数を減少させるばかりでなく、初装荷燃料の平均取
出燃焼度も向上する。
（実施例Ｉ）
本発明の実施例を、電気出力１３５万ｋＷ、燃料装荷体
数８７２体の原子炉を例に説明する。
数８７２体の原子炉を例に説明する。
沸騰水型原子炉の立ち上がり時に炉心内に装荷される初
装荷燃料の濃縮度を３，１．ｗｔ％とする。
装荷燃料の濃縮度を３，１．ｗｔ％とする。
このような原子炉の炉心によれば、第１サイクル終了時
には制御棒を挿入したままの状態で原子炉が停止される
。そして第１サイクル終了時において初装荷燃料の中性
子無限増倍率は図のａとなる。ここで、図は燃焼度と中
性子無限増倍率の関係を示すものであり、実線は初装荷
燃料の場合破線は取替燃料の場合を示している。
には制御棒を挿入したままの状態で原子炉が停止される
。そして第１サイクル終了時において初装荷燃料の中性
子無限増倍率は図のａとなる。ここで、図は燃焼度と中
性子無限増倍率の関係を示すものであり、実線は初装荷
燃料の場合破線は取替燃料の場合を示している。
この第１サイクル終了時に、初装荷燃料のうち１４６体
を濃縮度３．５ｗｔ％の取替燃料と交換し、第２サイク
ルの運転を行なう。第２サイクル以降のサイクル終了時
には制御棒を全て引き抜いた状態で原子炉が停止される
。
を濃縮度３．５ｗｔ％の取替燃料と交換し、第２サイク
ルの運転を行なう。第２サイクル以降のサイクル終了時
には制御棒を全て引き抜いた状態で原子炉が停止される
。
第２サイクル終了後の燃料交換時には、炉心内にある初
装荷燃料の中性子無限増倍率は図のｂとなり、炉内にあ
る初装荷燃料７２６体のうち４６０体が次のような方法
で交換される。すなわち、第１サイクル終了後に取り出
された初装荷燃料１４６体の中性子無限増倍率は図のａ
に示すようにまだ燃焼余力を有するので、この１４６体
を炉心内に再装荷し、残り３１４体の初装荷燃料は取替
燃料と交換して、第３サイクルの運転が行われる。
装荷燃料の中性子無限増倍率は図のｂとなり、炉内にあ
る初装荷燃料７２６体のうち４６０体が次のような方法
で交換される。すなわち、第１サイクル終了後に取り出
された初装荷燃料１４６体の中性子無限増倍率は図のａ
に示すようにまだ燃焼余力を有するので、この１４６体
を炉心内に再装荷し、残り３１４体の初装荷燃料は取替
燃料と交換して、第３サイクルの運転が行われる。
第３サイクル終了後の燃料交換時には、炉心内にある初
装荷燃料の中性子無限増倍率は図のＣとなり、この炉心
内に残っていた初装荷燃料２６６体は全て次のように交
換される。すなわち、この２６６体のうち５体を、第２
サイクル終了時に取り出された初装荷燃料（中性子無限
増倍率が図のｂ）と交換し、残り２６１体を取替燃料と
交換して、第４サイクルの運転が行われる。
装荷燃料の中性子無限増倍率は図のＣとなり、この炉心
内に残っていた初装荷燃料２６６体は全て次のように交
換される。すなわち、この２６６体のうち５体を、第２
サイクル終了時に取り出された初装荷燃料（中性子無限
増倍率が図のｂ）と交換し、残り２６１体を取替燃料と
交換して、第４サイクルの運転が行われる。
第４サイクル終了後の燃料交換では、第２サイクル終了
時に再装荷された１４６体と第３サイクル終了後に再装
荷された５体の初装荷燃料の中性子無限増倍率は図のＣ
であり、第１サイクル終了後に装荷された１４６体の取
替燃料の中性子無限増倍率は図のｇとなることから、こ
れらの２９７体の燃料は図のｂに示す第２サイクル終了
後に取り出された初装荷燃料の中性子無限増倍率よりも
小さくなる。このため、第２サイクル終了後に取り出さ
れた初装荷燃料を炉心内にあってより反応度の低い燃料
２８体と交換し、残り２６９体は取替燃料と交換する。
時に再装荷された１４６体と第３サイクル終了後に再装
荷された５体の初装荷燃料の中性子無限増倍率は図のＣ
であり、第１サイクル終了後に装荷された１４６体の取
替燃料の中性子無限増倍率は図のｇとなることから、こ
れらの２９７体の燃料は図のｂに示す第２サイクル終了
後に取り出された初装荷燃料の中性子無限増倍率よりも
小さくなる。このため、第２サイクル終了後に取り出さ
れた初装荷燃料を炉心内にあってより反応度の低い燃料
２８体と交換し、残り２６９体は取替燃料と交換する。
以降、同様にしてサイクル終了時の燃料交換において、
交換される燃料の一部は第２サイクル終了時に取り出さ
れた初装荷燃料と炉心内にあってより反応度の低い燃料
とを交換し、残りを取替燃料と交換する。
交換される燃料の一部は第２サイクル終了時に取り出さ
れた初装荷燃料と炉心内にあってより反応度の低い燃料
とを交換し、残りを取替燃料と交換する。
以」二述べたような原子炉の運転方法によれば、原子炉
の立ち上がり時に装荷する初装荷燃料の平均取出燃焼度
が向−トするとともに取替燃料の取替体数を減らずこと
ができる。
の立ち上がり時に装荷する初装荷燃料の平均取出燃焼度
が向−トするとともに取替燃料の取替体数を減らずこと
ができる。
すなわち、第１サイクル終ｒ時に取り出された初装荷燃
料のみを再装荷する原子炉の運転方法では、初装荷燃料
を全く再装荷しない運転方法き比べ、初装荷燃料の平均
取出燃焼度は５．９％向上し、取替燃料の総装荷体数は
５４体減少するにとどまるのに対し、本発明のように第
１サイクル終了時に取り出された初装荷燃料のみでなく
第２サイクル終了時に取り出された初装荷燃料をも再装
荷すれば、初装荷燃料平均取出燃焼度は２８．２％向上
し、取替燃料の総装荷体数は、１０２体減少させること
ができる。
料のみを再装荷する原子炉の運転方法では、初装荷燃料
を全く再装荷しない運転方法き比べ、初装荷燃料の平均
取出燃焼度は５．９％向上し、取替燃料の総装荷体数は
５４体減少するにとどまるのに対し、本発明のように第
１サイクル終了時に取り出された初装荷燃料のみでなく
第２サイクル終了時に取り出された初装荷燃料をも再装
荷すれば、初装荷燃料平均取出燃焼度は２８．２％向上
し、取替燃料の総装荷体数は、１０２体減少させること
ができる。
（実施例２）
籾袋６（ｊ燃料の一部または全部の濃縮度をさらに高め
、例えば取替燃料と同じ３．５ｗｔ％とした炉心では、
第１サイクル終了時に初装荷燃料の交換を一切行わずに
第２サイクルの運転を行い、第２サイクル終了後初めて
初装荷燃料の一部を取替燃料と交換し、第３サイクルを
運転することができる。第３サイクル終了後以降の燃料
交換においては、第２サイクル終了後に取り出された初
装荷燃料を、炉心内にあってより反応度の低い燃料と交
換し、残りを取替燃料と交換する。以上では、第１サイ
クル終ｒ後の燃料交換において、初装荷燃料が一切交換
されないが、実施例１と同様に第１サイクル終了後に初
装荷燃料の一部を取替燃料と交換して第２サイクルの運
転を行い、第２サイクル終了後の燃料交換において、第
１サイクル終了時に取り出された初装荷燃料を、炉心内
にあってより反応度の低い燃料と交換し、残りを取替燃
料と交換して、第３サイクルの運転を行ってもよい。
、例えば取替燃料と同じ３．５ｗｔ％とした炉心では、
第１サイクル終了時に初装荷燃料の交換を一切行わずに
第２サイクルの運転を行い、第２サイクル終了後初めて
初装荷燃料の一部を取替燃料と交換し、第３サイクルを
運転することができる。第３サイクル終了後以降の燃料
交換においては、第２サイクル終了後に取り出された初
装荷燃料を、炉心内にあってより反応度の低い燃料と交
換し、残りを取替燃料と交換する。以上では、第１サイ
クル終ｒ後の燃料交換において、初装荷燃料が一切交換
されないが、実施例１と同様に第１サイクル終了後に初
装荷燃料の一部を取替燃料と交換して第２サイクルの運
転を行い、第２サイクル終了後の燃料交換において、第
１サイクル終了時に取り出された初装荷燃料を、炉心内
にあってより反応度の低い燃料と交換し、残りを取替燃
料と交換して、第３サイクルの運転を行ってもよい。
［発明の効果］
以上説明したように、本発明によれば少なくとも第２サ
イクル終了時に取り出された初装荷燃料を炉心内にあっ
てより反応度の低い燃料と交換するために、初装荷燃料
の平均取出燃焼度が大幅に向上するだけでなく、取替燃
料への交換体数も減らすことができるので燃料を効率的
に使用できる。
イクル終了時に取り出された初装荷燃料を炉心内にあっ
てより反応度の低い燃料と交換するために、初装荷燃料
の平均取出燃焼度が大幅に向上するだけでなく、取替燃
料への交換体数も減らすことができるので燃料を効率的
に使用できる。
図は本発明における燃焼度と初装荷燃料および取替燃料
の中性子無限増倍率との関係を示すグラフである。 （８７３３）代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ばか
１名） ＪＥｃ ２ΔＥｃ 燃焼度 ３ΔＥｃ ｊＥｃ
の中性子無限増倍率との関係を示すグラフである。 （８７３３）代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ばか
１名） ＪＥｃ ２ΔＥｃ 燃焼度 ３ΔＥｃ ｊＥｃ
Claims (1)
- （１）初装荷燃料により一定期間運転を行い、この後前
記初装荷燃料の一部を取替燃料に燃料交換する原子炉の
運転方法において、少なくとも第２サイクル終了後燃料
交換のため取り出された前記初装荷燃料を第３サイクル
終了後以降の燃料交換時に、炉心内にあってより反応度
の低い燃料と交換する原子炉の運転方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2007210A JPH03214097A (ja) | 1990-01-18 | 1990-01-18 | 原子炉の運転方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2007210A JPH03214097A (ja) | 1990-01-18 | 1990-01-18 | 原子炉の運転方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH03214097A true JPH03214097A (ja) | 1991-09-19 |
Family
ID=11659643
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2007210A Pending JPH03214097A (ja) | 1990-01-18 | 1990-01-18 | 原子炉の運転方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH03214097A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5787139A (en) * | 1996-05-20 | 1998-07-28 | Hitachi, Ltd. | Fuel loading method |
| JP2006234396A (ja) * | 2005-02-22 | 2006-09-07 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 原子炉燃料の運用方法 |
-
1990
- 1990-01-18 JP JP2007210A patent/JPH03214097A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5787139A (en) * | 1996-05-20 | 1998-07-28 | Hitachi, Ltd. | Fuel loading method |
| JP2006234396A (ja) * | 2005-02-22 | 2006-09-07 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 原子炉燃料の運用方法 |
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