JPH04296696A - 原子炉の出力分布自動調整装置 - Google Patents
原子炉の出力分布自動調整装置Info
- Publication number
- JPH04296696A JPH04296696A JP3084498A JP8449891A JPH04296696A JP H04296696 A JPH04296696 A JP H04296696A JP 3084498 A JP3084498 A JP 3084498A JP 8449891 A JP8449891 A JP 8449891A JP H04296696 A JPH04296696 A JP H04296696A
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- Japan
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- moderator
- reactor
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- Withdrawn
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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
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、液体の減速材を用いた
例えば軽水炉等において出力の高い部分の減速材を自動
的に減らすことにより、炉心の出力分布を自動的に平坦
化する原子炉の出力分布自動調整装置に関する。
例えば軽水炉等において出力の高い部分の減速材を自動
的に減らすことにより、炉心の出力分布を自動的に平坦
化する原子炉の出力分布自動調整装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子炉では、核分裂で放出される核分裂
当りの放出中性子のうち、熱中性子として１個以上が生
き残り、次の核分裂を起こすように体系を組めば、核分
裂連鎖反応が継続する。また、ちょうど１個だけが有効
に核分裂に寄与するようにすれば、一定の割合で連鎖反
応が進行する状態となるが、これを原子炉の臨界と呼ん
でいる。
当りの放出中性子のうち、熱中性子として１個以上が生
き残り、次の核分裂を起こすように体系を組めば、核分
裂連鎖反応が継続する。また、ちょうど１個だけが有効
に核分裂に寄与するようにすれば、一定の割合で連鎖反
応が進行する状態となるが、これを原子炉の臨界と呼ん
でいる。
【０００３】核分裂による中性子の発生から、減速の過
程を経た熱中性子が再び核分裂を起こすまでの一種の道
筋を考えると、先ず核分裂直後の高速の中性子の一部は
原子燃料に吸収されて核分裂を起こす。中性子は減速さ
れて熱中性子になるまでに共鳴吸収領域を通過しなけれ
ばならない。共鳴を逃れる確率とは減速の過程で共鳴吸
収を逃れて熱中性子となる中性子の割合を意味している
。この確率は燃料の濃縮度や燃料と減速材の体積比、或
いは体系の非均質性等に応じて変化する。
程を経た熱中性子が再び核分裂を起こすまでの一種の道
筋を考えると、先ず核分裂直後の高速の中性子の一部は
原子燃料に吸収されて核分裂を起こす。中性子は減速さ
れて熱中性子になるまでに共鳴吸収領域を通過しなけれ
ばならない。共鳴を逃れる確率とは減速の過程で共鳴吸
収を逃れて熱中性子となる中性子の割合を意味している
。この確率は燃料の濃縮度や燃料と減速材の体積比、或
いは体系の非均質性等に応じて変化する。
【０００４】次に、熱中性子となって生き残ったものの
うち、原子燃料に有効に吸収される割合を示す因子が熱
中性子利用率と呼ばれるものである。熱中性子が原子燃
料に吸収されると、核分裂によって別の中性子が新しく
放出されることになり、連鎖反応が進行する。
うち、原子燃料に有効に吸収される割合を示す因子が熱
中性子利用率と呼ばれるものである。熱中性子が原子燃
料に吸収されると、核分裂によって別の中性子が新しく
放出されることになり、連鎖反応が進行する。
【０００５】以上の原理に基づく原子炉においては熱除
去等の観点から炉心の出力分布を平坦化することが望ま
しいものである。従来の原子炉では、出力分布の調整は
主に制御棒で行われている。しかしながら、主に制御棒
で行われている調整では、局所的な調整ができなかった
。
去等の観点から炉心の出力分布を平坦化することが望ま
しいものである。従来の原子炉では、出力分布の調整は
主に制御棒で行われている。しかしながら、主に制御棒
で行われている調整では、局所的な調整ができなかった
。
【０００６】このため、沸騰水型原子炉では、制御棒及
び水ギャップ部に近い燃料に生じる出力ピーキングを少
なくするために、一つの燃料集合体内でウランの濃縮度
を変え、更に炉心初期にはホウ素を加えたボロン・カー
テンを使用し、またガドリニアを可燃ポイズンとして添
加すること等の改良措置が取られている。また、加圧水
型原子炉では、沸騰水型燃料と同様に二酸化ウラン燃料
の濃縮度調整等の改良措置が取られている。
び水ギャップ部に近い燃料に生じる出力ピーキングを少
なくするために、一つの燃料集合体内でウランの濃縮度
を変え、更に炉心初期にはホウ素を加えたボロン・カー
テンを使用し、またガドリニアを可燃ポイズンとして添
加すること等の改良措置が取られている。また、加圧水
型原子炉では、沸騰水型燃料と同様に二酸化ウラン燃料
の濃縮度調整等の改良措置が取られている。
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、種々の
改良も燃料装荷パターンを経済性の点から最適に組むこ
とができなかったり、炉心の平均出力密度を増すことが
困難であったり、充分な出力分布の平坦化を実現するこ
とは困難となっていた。そこで、従来の出力分布の平坦
化方法とは全く相違する出力分布の平坦化方法を用いた
調整装置の開発が望まれていた。
改良も燃料装荷パターンを経済性の点から最適に組むこ
とができなかったり、炉心の平均出力密度を増すことが
困難であったり、充分な出力分布の平坦化を実現するこ
とは困難となっていた。そこで、従来の出力分布の平坦
化方法とは全く相違する出力分布の平坦化方法を用いた
調整装置の開発が望まれていた。
【０００８】本発明は、原子炉において出力の高い部分
の減速材を自動的に減らすことにより、炉心の出力分布
を平坦化する原子炉の出力分布自動調整装置を得ること
を目的とする。
の減速材を自動的に減らすことにより、炉心の出力分布
を平坦化する原子炉の出力分布自動調整装置を得ること
を目的とする。
【０００９】
【課題を解決するための手段】本発明に係る原子炉の出
力分布自動調整装置では、核燃料から高速で放射される
中性子を減速して熱中性子にする液体減速材を用いた原
子炉の出力分布の調整装置であって、低出力時には内部
が前記液体減速材で満され、高出力時には気化した減速
材によって内部の前記液体減速材が排除されるようにし
た中空の調節部材を燃料棒近傍の出力調整位置に配設し
てなるものである。
力分布自動調整装置では、核燃料から高速で放射される
中性子を減速して熱中性子にする液体減速材を用いた原
子炉の出力分布の調整装置であって、低出力時には内部
が前記液体減速材で満され、高出力時には気化した減速
材によって内部の前記液体減速材が排除されるようにし
た中空の調節部材を燃料棒近傍の出力調整位置に配設し
てなるものである。
【００１０】
【作用】本発明は、低出力時には内部が前記液体減速材
で満され、高出力時には気化した減速材によって内部の
前記液体減速材が排除されるようにした中空の調節部材
を燃料棒近傍の出力調整位置に配設してなるものである
ため、出力の高い部分に配置された調節部材内の減速材
を気化して調節部材内より排除されることにより、減速
材により減速される熱中性子量が減少して、局所的な出
力を自動的に調整し、炉心の出力分布を平坦化する。
で満され、高出力時には気化した減速材によって内部の
前記液体減速材が排除されるようにした中空の調節部材
を燃料棒近傍の出力調整位置に配設してなるものである
ため、出力の高い部分に配置された調節部材内の減速材
を気化して調節部材内より排除されることにより、減速
材により減速される熱中性子量が減少して、局所的な出
力を自動的に調整し、炉心の出力分布を平坦化する。
【００１１】図１は本方法で使用する調節部材の簡単な
構成を示す斜視図である。図２は図１の調節部材の使用
状態を示す説明図であり、ａ図は低出力時、ｂ図は高出
力時の状態を示す。低出力時に内部に液体減速材２を満
たし、高出力時に気化した減速材３が前記液体減速材２
を排除して保持する調節部材の最も簡単な構造は、図１
に示すような、上端を閉塞した円筒部材１である。好ま
しい円筒部材１は、燃料又は中性子・γ線吸収等により
発熱する材料で構成される。例えば核燃料物質（ＵＯ２
，ＰｕＯ２ ）やほう素（Ｂ）等をジルカロイ等で被
覆したものが使用される。
構成を示す斜視図である。図２は図１の調節部材の使用
状態を示す説明図であり、ａ図は低出力時、ｂ図は高出
力時の状態を示す。低出力時に内部に液体減速材２を満
たし、高出力時に気化した減速材３が前記液体減速材２
を排除して保持する調節部材の最も簡単な構造は、図１
に示すような、上端を閉塞した円筒部材１である。好ま
しい円筒部材１は、燃料又は中性子・γ線吸収等により
発熱する材料で構成される。例えば核燃料物質（ＵＯ２
，ＰｕＯ２ ）やほう素（Ｂ）等をジルカロイ等で被
覆したものが使用される。
【００１２】図２に示す通り、低出力部（ａ図）では円
筒部材１の内側の減速材２が気化しないため、出力は低
くならない。高出力部（ｂ図）では円筒部材１の発熱が
大きいため、円筒部材１の内側の減速材２が気化し、円
筒部材１内部の減速材２が少なくなり、中性子の減速が
少なくなり、核分裂を起こし易い熱中性子が減り、出力
が低くなる。
筒部材１の内側の減速材２が気化しないため、出力は低
くならない。高出力部（ｂ図）では円筒部材１の発熱が
大きいため、円筒部材１の内側の減速材２が気化し、円
筒部材１内部の減速材２が少なくなり、中性子の減速が
少なくなり、核分裂を起こし易い熱中性子が減り、出力
が低くなる。
【００１３】尚、調節部材は前述のように円筒状に限定
されるものではなく、少なくとも内部が中空であって液
体減速材を満たすことができ、気化した減速材によって
液体減速材を排出する排出口を備えた構成であって、低
出力時に内部に液体減速材を満たし、高出力時に気化し
た減速材が前記液体減速材を排除して保持するものであ
れば、どのような形状・大きさも取り得る。
されるものではなく、少なくとも内部が中空であって液
体減速材を満たすことができ、気化した減速材によって
液体減速材を排出する排出口を備えた構成であって、低
出力時に内部に液体減速材を満たし、高出力時に気化し
た減速材が前記液体減速材を排除して保持するものであ
れば、どのような形状・大きさも取り得る。
【００１４】例えば、燃料棒の一部に用いることも可能
であるし、チャンネルボックスや支持格子に付設させて
もよく、またチャンネルボックスや支持格子の一部を改
造して調節部材の機能を持たせてもよい。また、調節部
材の上端部も閉塞されたものだけでなく、小孔等を穿孔
し、高出力時に気化した減速材を徐々にその小孔から脱
気する構成としてもよい。
であるし、チャンネルボックスや支持格子に付設させて
もよく、またチャンネルボックスや支持格子の一部を改
造して調節部材の機能を持たせてもよい。また、調節部
材の上端部も閉塞されたものだけでなく、小孔等を穿孔
し、高出力時に気化した減速材を徐々にその小孔から脱
気する構成としてもよい。
【００１５】更に、調節部材を構成する材料も減速材が
気化する位置であり、気化した減速材を保持する位置で
あれば、前述のように発熱材料で構成されなくてもよい
。また、本発明は液体の減速材を用いている原子炉、該
減速材が調節部材内で気化可能であれば如何なる原子炉
、例えば沸騰水型、加圧水型の軽水炉や重水炉等に広く
適用することができる。
気化する位置であり、気化した減速材を保持する位置で
あれば、前述のように発熱材料で構成されなくてもよい
。また、本発明は液体の減速材を用いている原子炉、該
減速材が調節部材内で気化可能であれば如何なる原子炉
、例えば沸騰水型、加圧水型の軽水炉や重水炉等に広く
適用することができる。
【００１６】
【実施例】図３は本方法で使用する調節部材の一実施例
の構成を示す斜視図である。尚、本実施例では上端を閉
塞した円筒状の調節部材を従来の加圧水型原子炉におけ
る可燃性毒物棒（ＢＰＲ）と同様に燃料集合体（図４）
の制御棒案内管内に挿入する場合の実施例を示す。図３
に示す通り、下端を開口し上端を閉塞した円筒状の調節
部材１１が取付板１２に取付けられている。この取付板
１２は燃料集合体の上部ノズルに固定ハンドル１３によ
って取り付けられ、制御棒案内管を通って調節部材１１
とプラグ棒１４が燃料集合体の内部に挿入される。
の構成を示す斜視図である。尚、本実施例では上端を閉
塞した円筒状の調節部材を従来の加圧水型原子炉におけ
る可燃性毒物棒（ＢＰＲ）と同様に燃料集合体（図４）
の制御棒案内管内に挿入する場合の実施例を示す。図３
に示す通り、下端を開口し上端を閉塞した円筒状の調節
部材１１が取付板１２に取付けられている。この取付板
１２は燃料集合体の上部ノズルに固定ハンドル１３によ
って取り付けられ、制御棒案内管を通って調節部材１１
とプラグ棒１４が燃料集合体の内部に挿入される。
【００１７】図４は本方法で使用する調節部材の別の実
施例の構成を示す説明図である。尚、本実施例では、燃
料集合体の一部の燃料棒を短尺として燃料棒のない空隙
部を設け、その空隙部に調節部材を組込んだ場合の実施
例を示す。図４に示す通り、支持格子２３によってバン
ドル状に束ねられた加圧水型燃料集合体２０の燃料棒２
２の一部を短尺化して、その上部に上端を閉塞した円筒
状の調節部材２１を配置した。尚図中、２４は上部ノズ
ル、２５は下部ノズル、２６は制御棒案内管である。
施例の構成を示す説明図である。尚、本実施例では、燃
料集合体の一部の燃料棒を短尺として燃料棒のない空隙
部を設け、その空隙部に調節部材を組込んだ場合の実施
例を示す。図４に示す通り、支持格子２３によってバン
ドル状に束ねられた加圧水型燃料集合体２０の燃料棒２
２の一部を短尺化して、その上部に上端を閉塞した円筒
状の調節部材２１を配置した。尚図中、２４は上部ノズ
ル、２５は下部ノズル、２６は制御棒案内管である。
【００１８】図５は図４に示した燃料集合体の調節部材
部分の局所出力と増倍率変化の関係を示す線図である。 図５に示す通り、出力が高まり調節部材内に気化した減
速材によって、増倍率が低下する。
部分の局所出力と増倍率変化の関係を示す線図である。 図５に示す通り、出力が高まり調節部材内に気化した減
速材によって、増倍率が低下する。
【００１９】
【発明の効果】以上説明した通り、低出力時には内部が
前記液体減速材で満され、高出力時には気化した減速材
によって内部の前記液体減速材が排除されるようにした
中空の調節部材を燃料棒近傍の出力調整位置に配設して
なるものであるため、出力の高い部分に配置された調節
部材内の減速材を気化して調節部材内より排除されるこ
とにより、減速材により減速される熱中性子量が減少し
て、局所的な出力を自動的に調整し、炉心の出力分布を
平坦化する効果を有する。
前記液体減速材で満され、高出力時には気化した減速材
によって内部の前記液体減速材が排除されるようにした
中空の調節部材を燃料棒近傍の出力調整位置に配設して
なるものであるため、出力の高い部分に配置された調節
部材内の減速材を気化して調節部材内より排除されるこ
とにより、減速材により減速される熱中性子量が減少し
て、局所的な出力を自動的に調整し、炉心の出力分布を
平坦化する効果を有する。
【図１】本方法で使用する調節部材の簡単なの構成を示
す斜視図である。
す斜視図である。
【図２】図１の調節部材の使用状態を示す説明図であり
、ａ図は低出力時、ｂ図は高出力時の状態を示す。
、ａ図は低出力時、ｂ図は高出力時の状態を示す。
【図３】本方法で使用する調節部材の一実施例の構成を
示す斜視図である。
示す斜視図である。
【図４】本方法で使用する調節部材の別の実施例の構成
を示す説明図である。
を示す説明図である。
【図５】図４に示した燃料集合体の調節部材部分の局所
出力と増倍率変化の関係を示す線図である。
出力と増倍率変化の関係を示す線図である。
１，１１，２１ 調節部材
２ 液体減速材
Claims (1)
- 【請求項１】 核燃料から高速で放射される中性子を
減速して熱中性子にする液体減速材を用いた原子炉の出
力分布の調整装置であって、低出力時には内部が前記液
体減速材で満され、高出力時には気化した減速材によっ
て内部の前記液体減速材が排除されるようにした中空の
調節部材を燃料棒近傍の出力調整位置に配設してなるこ
とを特徴とする原子炉の出力分布自動調整装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3084498A JPH04296696A (ja) | 1991-03-26 | 1991-03-26 | 原子炉の出力分布自動調整装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3084498A JPH04296696A (ja) | 1991-03-26 | 1991-03-26 | 原子炉の出力分布自動調整装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04296696A true JPH04296696A (ja) | 1992-10-21 |
Family
ID=13832312
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3084498A Withdrawn JPH04296696A (ja) | 1991-03-26 | 1991-03-26 | 原子炉の出力分布自動調整装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH04296696A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2012158459A1 (en) | 2011-05-13 | 2012-11-22 | Mann Neal | Nuclear reactor control method and apparatus |
-
1991
- 1991-03-26 JP JP3084498A patent/JPH04296696A/ja not_active Withdrawn
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2012158459A1 (en) | 2011-05-13 | 2012-11-22 | Mann Neal | Nuclear reactor control method and apparatus |
| CN103348413A (zh) * | 2011-05-13 | 2013-10-09 | 尼尔·曼恩 | 核反应堆控制方法及其装置 |
| JP2014510284A (ja) * | 2011-05-13 | 2014-04-24 | ニール マン、 | 原子炉の制御方法及び装置 |
| EP2707881A4 (en) * | 2011-05-13 | 2015-02-25 | Neal Mann | CONTROL PROCESS AND DEVICE FOR A CORE REACTOR |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A300 | Application deemed to be withdrawn because no request for examination was validly filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300 Effective date: 19980514 |