JPH05509167A - 二レベル炉心を有する蒸気冷却原子炉 - Google Patents

二レベル炉心を有する蒸気冷却原子炉

Info

Publication number
JPH05509167A
JPH05509167A JP3516017A JP51601791A JPH05509167A JP H05509167 A JPH05509167 A JP H05509167A JP 3516017 A JP3516017 A JP 3516017A JP 51601791 A JP51601791 A JP 51601791A JP H05509167 A JPH05509167 A JP H05509167A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel
level
core
nuclear reactor
bundle
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
JP3516017A
Other languages
English (en)
Inventor
フェナーン,ラリー・エドガー
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
General Electric Co
Original Assignee
General Electric Co
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Priority claimed from US07/553,073 external-priority patent/US5116567A/en
Application filed by General Electric Co filed Critical General Electric Co
Publication of JPH05509167A publication Critical patent/JPH05509167A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • G21C19/205—Interchanging of fuel elements in the core, i.e. fuel shuffling
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
    • G21C1/082—Reactors where the coolant is overheated
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
    • G21C1/084—Boiling water reactors
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24—Promoting flow of the coolant
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24—Promoting flow of the coolant
    • G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/24—Homogeneous reactors, i.e. in which the fuel and moderator present an effectively homogeneous medium to the neutrons
    • G21C1/28—Two-region reactors
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02—Details
    • 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
    • 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
    • Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10S—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10S376/00—Induced nuclear reactions: processes, systems, and elements
    • Y10S376/917—Utilizing different fuels or fuels in different forms, in different reactor regions in relation to amounts of heat produced in said regions

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • 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。

Description

【発明の詳細な説明】 ニレベル炉心を有する蒸気冷却原子炉 技術分野 この発明は、一般に原子炉、特に炉心の燃料配列を改良した原子炉に関する。
従来の技術 核分裂炉は、ウラン同位元素(U SU )やプルトニウム同位元素(Pu 、 Pu”1)のような核分裂性原子の核分裂に依拠している。中性子を吸収すると 、核分裂性原子は壊変し、数種の高エネルギー中性子とともに、原子量の小さい 、運動エネルギーの高い原子を生成する。
核分裂生成物の運動エネルギーはただちに熱として放出され、その熱が原子炉の 主たるエネルギー生成物である。壊変の際に放出される中性子の一部は他の核分 裂性原子に吸収され、壊変と熱発生の連鎖反応を生じる。原子炉中の核分裂性原 子は、連鎖反応が自己持続性となるように配置されている。
取扱いを容易にするために、核分裂性燃料をモジュールユニットとして維持する のが代表的である。これらのユニットは鉛直に延びる燃料棒のバンドルとするこ とができる。
各燃料棒は、核分裂性燃料ペレットを積重ねたものを被覆管に収容した構成であ る。一般に、各燃料棒には、核分裂反応の気体状副生物を蓄積するための空間、 すなわち[プレナム」を設けるが、そうしないと、気体状副生物が燃料棒を過度 に加圧し、その破損につながるおそれがある。燃料バンドルを原子炉内に二次元 配列として配設して、「炉心」 (コア)を形成する。中性子を吸収する制御棒 を燃料バンドル間または燃料バンドル内に挿入して、炉心の反応度を制御する。
制御棒を少しずつ挿入したり引き抜いたりすることにより、炉心の反応度を調節 することができる。
経済および安全の両方の考慮から燃料利用の改良が望ましく、向上した燃料も層 重は、ぬ料交換の頻度を少なくすること、原子炉内部からの放射線への被ばくを 少なくすることを意味する。さらに、向上した燃料利用率は、通常燃料「燃焼度 」 (バーンアップ)、つまり核分裂がより完全になることを意味する。
燃料要素の寿命を長くし、燃料の燃焼度をより完全にする上での大きな障害とな るのは、炉心全体にわたって半径方向および軸線方向両方に中性子束が均質でな いことである。たとえば、炉心の中心付近の燃料バンドルは他の燃料要素で囲ま れているが、周辺の燃料バンドルはその1側面以上が残りの燃料要素に面してい ない。そのため、中心部の燃料バンドルの中性子束は、周辺部の燃料バンドルの 中性子束より大きい。したがって、周辺部の燃料バンドルは、中心部に近い燃料 バンドルが燃焼するのより、ゆっくり燃焼する傾向がある。
炉心の半径方向位置により中性子束密度が変化する問題は、燃料バンドルを中心 位置と周辺位置の間で配置しなおすことにより、解決している。この結果、燃料 交換操作を追加するのと引き替えに、燃料バンドルの寿命を長くしている。
中性子束密度の変動は半径方向だけでなく、軸線方向にも生じる。たとえば、燃 料バンドルの頂部または底部近くの燃料がさらされる中性子束は、燃料バンドル の中間に位置する燃料より少ない。この軸線方向の変動は、燃料要素の半径方向 の配置転換では、うまく解決できない。
中性子束密度の変動に加えて、スペクトル分布の変動も燃焼度に影響する。たと えば、沸とう水炉(BWR)では、核分裂中に放出される中性子は余りに速く動 き、余りに高いエネルギーをもつので、連鎖反応を持続するのに必要なさらなる 核分裂をすぐに引き起こすことができない。これらの高エネルギー中性子は「高 速」中性子として知られている。遅い中性子は、熱中性子と呼ばれ、もっとも簡 単に核分裂を引き起こす。
BWRでは、熱中性子は以前は高速中性子である。高速中性子が、主として、熱 伝達媒体として使用される水(減速材)中の水素原子との衝突により遅くされて 、熱中性子となる。熱中性子と高速中性子のエネルギーレベルの中間に「熱外j  (エビサーマル)中性子がある。熱外中性子は、核分裂を引き起こすのに望ま しいエネルギーを越えるが、多くのアクチニド系列同位元素による共鳴吸収を促 進し、一部の「親」同位元素を「核分裂性」 (核分裂可能な)同位元素に変換 する。たとえば、熱外中性子は、親U238を核分裂性Pu239に変換するの に有効である。炉心内の熱、熱外および高速中性子の割合は炉心の軸線方向範囲 にわたって変化する。
中性子スペクトルの軸線方向変動は、部分的には、炉心を上昇する水の密度また はボイド率の変動に原因がある。
沸とう水炉(BWR)では、炉心の底部に入る水は本質的に完全に液相にある。
炉心を上昇する水は沸とうするので、炉心の頂部から出る水の体積の大部分は蒸 気相、すなわち水蒸気(スチーム)である。蒸気相の密度は低いので、蒸気は中 性子減速材としては液体の水より有効でない。したがって、中性子減速の観点か ら、蒸気が占める炉心体積が「ボイド」と認められ、炉心内のある空間領域での 蒸気の量は「ボイド率」により特徴付けることができる。燃料バンドル内では、 ボイド率は底部でのほぼゼロから頂部近くでの約0.7まで変化する。
BWRを例にとって説明を続けると、燃料バンドルの底部近くで、中性子発生と 密度は比較的低いが、そのレベルでの低いボイド率の水による減速がきくので、 熱中性子の割合(%)は高い。それより上方では、ボイド率が上昇し続ける一方 、中性子密度が最高値に達する。したがって、熱中性子の密度はバンドルの下方 中間レベル近くのどこかでピークに達する。このレベルより上では、中性子密度 はおおよそ安定なままで、熱外および高速中性子の割合(%)が増加する。バン ドルの頂部近くでは、中性子密度がスペクトル全体にわたって減少する。これは バンドルの頂部のすぐ上では中性子が発生しないからである。
このスペクトル分布により引き起こされる不均質さが、種々の関連した問題の原 因となる。上方中間部分に焦点を当てると、燃焼度が不適切なことと高レベル超 ウラン廃棄物の生成が増大するこさが問題である。上方中間部分は熱中性子の割 合(%)が比較的低いので、場合によっては、核分裂性燃料の濃度を高くして連 鎖反応を支持する。もしも燃料バンドルの核分裂性燃料分布が均一であれば、こ の部分は、他のバンドル部分より前に臨界点(連鎖反応を持続するのに必要なレ ベル)以下に低下する。このため、燃料バンドルは、バンドルのすべての部分の 核分裂性燃料が使い尽(されるのよりずっと前に交換しなければならず、燃料が 無駄になる。
廃棄物処理にともなう問題がこの上方中間部分でさらに悪くなる。熱外中性子の レベルが比較的高い結果、ネプツニウム、プルトニウム、アメリシウム、キュリ ウムなどの、最後には高レベル廃棄物となるアクチニド系列元素の生成が増加す るからである。
軸線方向スペクトル変動に対処する方法の1つとして、制御棒を用いる方法があ る。BWRの場合、代表的には、制御棒が炉心内に下側から延在し、制御棒の中 に入れた中性子吸収材が、隣の燃料から、制御棒がなければ核分裂に使用される 熱中性子を奪う。つまり、制御棒を用いて、熱中性子の軸線方向位置への分布を 修正して一層完全な燃焼度を達成することができる。しかし、制御棒はスペクト ル密度を大まかに制御することしかできない。
スペクトル変動のもっと正確な補償を、濃縮度の変化および可燃性毒物を用いて 行うことができる。たとえばU235濃縮ウランを用いる濃縮度の変化を燃料バ ンドルの頂部近くに用いて、熱中性子の局部的欠乏を部分的に補償することがで きる。同様に、酸化ガドリニウム(Gd203)のような可燃性毒物が、大きな 熱中性子束を受け取るバンドル部分の被ばくを平均化させることができる。時間 がたつと、可燃性毒物が毒物ではない同位元素に変換されるので、核分裂性物質 の量が減少するにつれて、核分裂に使用される熱中性子が多くなる。このように して、核分裂は燃料バンドルの部分では時間経過に対して一層一定に留まる。
バンドルに沿った軸線方向位置により濃縮度および可燃性毒物の量を変えること により、より長い、より完全な燃焼を達成することができる。さらに、濃縮度お よび毒物分布を半径方向位置により変えて、熱中性子密度の半径方向変動を補償 することができる。
それにもかかわらず、制御棒の使用、バンドルの半径方向位置交換、選択的な濃 縮度および可燃性毒物分布は、すべて合わせても、まだ、燃焼速度および中性子 スペクトルの軸線方向変動と関連した問題を残している。さらに、使用されてい るこれらの方法のいずれも、熱外中性子のレベルが高く、熱中性子のレベルが低 いため、バンドルの上方中間部分に生成され、残される高レベルの核分裂性物質 の問題を効果的に解決していない。必要とされているのは、中性子束の軸線方向 スペクトル変動をより効果的に処理でき、したがってより高い燃料燃焼度を達成 し、高レベル廃棄物を最小限にするシステムである。
発明の目的 この発明の主たる目的は、より完全な燃料燃焼度を達成して、燃料利用率を高め るとともに、活性な廃棄物の生成を最小にすることにある。
この発明の別の目的は、中性子束密度および中性子スペクトル分布の軸線方向変 動を利用して、親燃料を核分裂性燃料に転換するとともに、炉心での燃料の寿命 の間より均一かつ完全な燃料核分裂を達成するのに有効な、新規な改良原子炉を 提供することにある。
発明の開示 この発明によれば、再循環する熱伝達流体を含む原子炉にニレベル(bi−le vel)炉心を設けて、燃料配置の融通性を高める。ニレベル炉心は2組の燃料 ユニットを含み、1組が第ルベルに配列され、もう1組が第2レベルに配列され ている。第2レベルの燃料ユニットを第ルベルの燃料ユニットと鉛直方向に心合 せ関係で配置するのが好ましい。こうすれば、第ルベルの燃料ユニットに、第2 レベルの隣接する燃料ユニットだけを抜き去ることにより、接近(アクセス)で きる。燃料交換作業中、燃料ユニットを片方のレベルから他方のレベルにシフト でき、種々の燃焼度段階のユニットを配列する上での融通性が高まる。第ルヘル の燃料ユニットを第2レベルの燃料ユニットに対シて反転するのが好ましい。こ の反転によって、プレナムが中性子発生に不連続を導入しないように、燃料棒の プレナム部分を互いに離れた異なるレベルに配置して、軸線方向の燃料燃焼度を 一層均一にすることができる。ニレベル炉心では、燃料を最初は、親燃料を核分 裂性燃料に転換する第2レベルに配置し、次いで軸線方向の燃焼度を一層完全に する第ルベルに配置しなおすことができる。好適な実施例では、第ルベルは水を 沸とうさせて飽和蒸気を発生し、第2レベルは飽和蒸気で冷却されて、過熱蒸気 を発生する。
図面の簡単な説明 この発明を特徴付ける新規な事項は、請求の範囲に記載しである。この発明を、 その好適な代表的な実施例について、他の目的や効果とともに、以下の図面を参 照した詳しい説明により、具体的に述べる。
図1は、この発明の1実施例による原子炉の概略縦断面図である。
図IAは、この発明の別の実施例による原子炉の概略縦断面図である。
図2は、図1の原子炉の上部炉心の概略横断面図である。
図2Aは、図1の原子炉の下部炉心の概略横断面図である。
図2Bは、この発明の別の実施例による燃料バンドルを有する、図1に示した原 子炉の上部炉心の一部の概略横断面図である。
を下部マトリックスに挿入し、そして新しい燃料バンドルを上部マトリックスに 挿入する。この燃料バンドル交換作業の「流れ」は平均的な流れであり、何本か の要素を上部マトリックスから取り去り、何本かの新しい燃料バンドルを下部マ トリックスに挿入し、そして何本かの部分的使用済み燃料バンドルを下部マトリ ックスから上部マトリックスに移動する可能性を排除するものではない。
燃料バンドルは多数の燃料棒を含む。各燃料棒は一端にプレナムを含み、ここに 気体状核分裂副生物が蓄積する。
プレナム端は上下のマトリックス間の界面から離しておくのが好ましい。言い換 えると、プレナムは上部マトリックスではその上側の位置に配置し、下部マトリ ックスではその下側の位置に配置する。そうしないと、少なくとも1つのプレナ ムが、同じ燃料棒内の燃料と、他のマトリックスの対応する燃料棒内の燃料との 間に位置することになる。
こうなると、中性子発生および温度に不連続を導入しがちになる。燃料バンドル を片方から他方のマトリックスに移動する際に、その燃料バンドルを反転するこ とにより、上下のマトリックスの燃料相互間の隔たりを最小にする。
さらに、この燃料バンドルの反転配室を用いて、チャンネルおよび炉心安定性を 高める。安定な熱水力学的運転、すなわち流れおよびボイド率の確率的擾乱を緩 和する傾向は、燃料棒プレナムに隣接して液相の水がある場合の方が、液相と気 相の組み合わせが存在する場合よりも、有効に促進される。すべてのプレナムが 頂部近くにある従来の一レベル炉心に対して、この発明ははるかに高い安定性を 実現する。プレナム体積の少なくとも一部が蒸気ボイドのない炉心入口にあり、 2相流の全体的な圧力降下が低下するからである。
炉心による加熱のせいで、水のボイド率はレベルが高くなるにつれて上昇し、し たがって蒸気ボイド率は上部マトリックスのレベルでの方が、下部マトリックス のレベルでの方より大きくなる。したがって、中性子減速は上方レベルでより下 方レベルでの方が有効である。減速に差があるので、上部マトリックスの燃料バ ンドルは、下部マトリックスの燃料ノ<゛ンドルよりハードな(硬い)中性子ス ペクトルを受ける。
ハードな中性子スペクトルは、上部マトリックスの新しい燃料バンドルにより有 効に利用される。ハードな中性子スペクトルはより多くの割合(%)の高速熱外 中性子を含有し、一方、熱中性子スペクトルはより多くの割合(%)の低速熱中 性子を含有する。熱中性子は、核分裂を引き起こす点で、より高速な中性子より 効果的である。より高速な中性子は捕獲または共鳴吸収反応を受けやすく、この ような反応は核分裂に至らない。
非核分裂性中性子吸収の結果として同位体富化が生じる。
言い換えると、ハードな中性子スペクトルは燃料親物質を核分裂性燃料に転換す る。主要な反応は親U238による高速中性子の吸収で、比較的寿命の短い放射 性崩壊系列を介して核分裂性Pu を生じる。Pu239が中性子を吸収すると 、核分裂を生じるか、次のプルトニウム同位体てある親Pu が形成される。親 Pu240が中性子を吸収すると、核分裂性Pu24+同位体となる。ハードな 中性子スペクトルの正味の作用としては、元の核分裂性物質が部分的に消費され るにつれて、追加の核分裂性物質が生成することになる。さらに、種々の核反応 および放射性崩壊系列を通して形成される他の超ウラン元素は、ハードなスペク トルで核分裂を生じる傾向が大きく、有用なエネルギーを生成するとともに、高 レベルアクチニド系列廃棄物を最小にする。したがって、上部燃料マトリックス の比較的ハードな中性子スペクトルを用いて、親燃料を核分裂性燃料に変換し、 不用な毒物を最小にすることができ、こうして燃料バンドルの運転寿命を長くす る。
上部マトリックスのハードな中性子スペクトルは、核分裂を引き起こす(誘導) にはあまり効果的でない。このことは、上部マトリックスの比較的新しい燃料バ ンドルが比較的高い濃度の核分裂性燃料、代表的にはU235を含有するよう燃 料濃縮されている場合には、問題ではない。追加の核分裂性燃料を生成するより 速<U235が減損するので、ハードな中性子スペクトルは結局のところ連鎖反 応を持続できない。この点に達する前に、もはや新しくない燃料バンドルを上部 マトリックスから下部マトリックスに移すことができ、下部マトリックスでは燃 料バンドルはより多くの熱中性子スペクトルに暴露される。
熱中性子は核分裂を引き起こす(誘導)のにもっとも効−「 果的であるので、下部マトリックスの燃料を一層十分に利用することができる。
このことは、廃棄物処分のみならず、燃料経済の上でも有利である。下部マトリ ックスの燃料は熱中性子スペクトルにさらされるので、捕獲および共鳴吸収対核 分裂反応の比は小さくなり、その結果、燃料親物質の変換が少なくなり、高レベ ル廃棄物が少なくなる。したがって、同位体富化(他の場合には、使用済み燃料 要素の放射能レベルを高くするおそれがある)は、下部マトリックスのソフトな (軟らかい)中性子スペクトルで最小になる。
簡単に述べると、この発明は、炉心を通しての軸線方向の中性子スペクトルシフ トをうまく利用できるように燃料配置の融通性を高める。その結果、燃料の寿命 が長くなり、高レベル核廃棄物の量が減少する。この発明のこのような特徴と効 果を、以下の詳しい説明で明らかにする。
炉心104は、第1すなわち下部炉心124(これをレベル、ステージまたは燃 料マトリックスとも言う)と、第2すなわち上部炉心126(これをレベル、ス テージまたは燃料マトリックスとも言う)とを備える。上部燃料マトリックス1 26には、上向きの燃料ユニットすなわち燃料バンドル130が充填され、下部 燃料マトリックス124には、下向きの燃料ユニットすなわち燃料バンドル12 8が充填されている。下部マトリックス124の燃料バンドル128は、図2に 示すように、第1の二次元配列に配列されている。上部マトリックス126の燃 料バンドル130は、図2Aに示すように、その直上に同様または同一の第2の 二次元配列に配列されている。4本の燃料バンドルの群間に空間を残して、十字 断面の制御棒232がそこを鉛直方向に移動してパワー出力を調節できるように なっている。下部燃料バンドル128および上部燃料バンドル130の格子形状 はどのようなものでもよく、たとえば、図2および図2Aに示すように正方形で 十字形制御棒232さ組み合わせても、図2Bおよび図20に示す別の下部燃料 バンドル128aおよび上部燃料バンドル130aから明らかなように六角形で Y形制御棒232aと組み合わせてもよい。
上部燃料バンドル130を、図3に示すように、下部燃料バンドル128の直上 に重ねるのが好ましい。図3に線図的に示すように、各燃料バンドルは多数の燃 料棒を含む。
下部燃料バンドル128は下部燃料棒302を含み、上部燃料バンドル130は 上部燃料棒304を含む。各下部燃料棒302は燃料区分(セクション)306 とプレナム308とを含み、プレナム308は核分裂反応の気体状副生物が蓄積 する空間を与える。プレナムを設けないと、燃料棒内の圧力上昇が燃料棒被覆管 の破裂をもたらすおそれがある。なお、燃料棒302は直立しており、そのプレ ナム308が燃料区分306より下側に配置されている。同様に、上部燃料棒3 04は直立しており、そのプレナム310が燃料区分312より上側に配置され ている。
このように、燃料バンドル128と燃料バンドル130とを反転関係にすること により、下部プレナム308と上部プレナム310との間に比較的連続な燃料区 分314を画定する。この物理的連続性から得られる熱的連続性および中性子束 連続性の度合いは、下部燃料バンドル128を反転せず、それぞれの燃料区分3 06と312との間に比較的大きなギャップが存在する場合に得られるものより 大きい。単一のプレナムを燃料区分より上に二相流、すなわち水/蒸気流れ内に 配置した従来の一レベル炉心における燃料棒と較べて、二相流のレベルに得られ るプレナム空間が少ない。特に、炉心104はそのプレナム空間の半分、すなわ ちプレナム308を、図1に水の流れの矢印114で示すように隣接する水のほ とんどすべてが液相にある入口付近に設け、一方、そのプレナム空間の残りの半 分、すなわちプレナム310だけが、かなりの割合の蒸気を含有する二相流内に 残る。したがって、この発明によれば、単相水流れ領域に隣接するプレナム空間 が多くなり、こうしてチャンネルおよび炉心安定性を高める。
この発明のニレベル燃料バンドル配置は、燃料交換作業時の燃料バンドルの配置 転換の融通性を増加する。具体的には、各燃料バンドルについて軸線方向レベル および半径方向配列位置を選択することができる。この結果得られる燃料交換方 式では、新しい、すなわち低燃焼度の燃料バンドルを、ハードな中性子スペクト ルが親燃料を核分裂性燃料に変換することができる、上部マトリックス126に 装填する。部分的に使用された、すなわち中間から高燃焼度の燃料バンドルは上 部マトリックス126から下部マトリックス124に移動させて、下部マトリッ クスで、より多くの熱中性子スペクトルすなわちソフトな中性子スペクトルによ り残りの核分裂性燃料をより効果的に利用すなわち核分裂させることができる。
下部マトリックスではソフトな中性子スペクトルのせいで親燃料の変換が低減さ れるので、比較的完全な燃焼が可能であり、下部燃料バンドルにおける高レベル 放射性廃棄物の量を低減することができる。
具体的に説明すると、図4に400で示すこの発明の好適な燃料交換方法は、燃 料バンドルを炉心104の2レベルに配置する工程401から始まる。原子炉1 00は最初、工程402において、すべて新しい燃料バンドルで運転する。そし て、工程403で示すように、炉100を燃料交換のために停止する。
工程404で上部マトリックス126の燃料バンドルの数本またはすべてを抜き 去り、臨時貯蔵庫に入れる。工程405で下部マトリックス124の燃料バンド ルを容器102から抜き去り、廃棄処分に向けて処理する。工程406で、上部 マトリックス126から一時的に抜き取った燃料バンドルを逆さまにし、工程4 07で下部マトリックス124に装填する。つぎに、工程408で、新しい、す なわち低燃焼度の燃料バンドルを、プレナム側を上にして上部マトリックス12 6に装填する。つぎに炉100を再開し、工程402で始まる方法400を繰り 返す。
通常の一レベル炉心における燃料バンドルは、処分され□C る前に何回かの燃焼サイクルを受けるのが代表的である。
燃料交換のための停止ごとに、燃料バンドルをマトリックス内で半径方向に配置 転換し、燃焼度の低いバンドルを、中性子束密度およびスペクトル分布の半径方 向変動から見て、より完全な燃焼を得るのに適当な別の半径方向位置に移動する 。燃料バンドルが実質的に燃焼し終ったら、すなわち実質的に完全な核分裂をし 終ったら、そのバンドルは炉心から退役させる。したがって、この発明によれば 、燃料バンドルの半径方向だけでなく、軸線方向の配置転換も可能にすることに より、燃料管理における融通性が増大する。新しい、すなわち低燃焼度の燃料を 炉心上部レベル126に配置し、中間から高燃焼度の燃料を炉心下部レベル12 4に配置するのが好ましい。上部レベル126用の低燃焼度の燃料は同じ上部レ ベル126内で半径方向に配置転換し、また下部レベル124用の中または高燃 焼度の燃料は上部レベル126から配置転換するのが好ましく、希望によっては 、中または高燃焼度の燃料の一部は同じ下部レベル124内で半径方向に配置転 換する。
方法400は1対の燃料バンドルに、あるいは−変に多数の燃料バンドルに適用 することができる。この発明によれば、燃料バンドルを上部マトリックス126 から下部マトリックス124内の対応する位置に配置転換する。あるいはまた、 燃料バンドルを下部マトリックス124内で、上部マトリックス126内の元の 位置の下方の位置以外の半径方向位置に配置することができる。
方法400は、沸とう水炉の炉心での沸とうに基づく中性子束の軸線方向スペク トルシフトにも適合する。このような炉では、方法400は燃料バンドルの所望 の正味の流れを特徴づける。方法400は、ルベル内でのバンドルの半径方向移 動や、下部マトリックスから上部マトリックスへの燃料バンドルの移動を排除し ない。その上、新しい燃料バンドルを下部マトリックスに導入することや、燃料 バンドルを上部マトリックスから退役させることを排除しない。通常の炉での燃 料バンドルの半径方向移動につながるのと同じ考察事項が、ニレベル炉心を有す る炉にも適用される。この発明は、燃料の配置転換における軸線方向融通性を増 加する。
この発明によれば、2つ以上のレベルの燃料ユニットを有する炉心が提供され、 これらの燃料ユニットはモノリシックとしても、多数の要素を含んでもよい。あ るレベルのバンドルを、三角形、正方形を含む長方形、または多角形としてパッ クすることができる。他のバッキング形状を採用してもよい。制御棒を用いる実 施例では、場合によっては、すべての炉心レベルに制御棒を使用しなくてもよい 。
パワー出力調整は、可燃性毒物を使用したり、冷却材流れと温度を調節したり、 他のパワー調整方法を採用したりすることにより、通常通りに行うことができる 。下部炉心レベルへのアクセスは上部炉心レベルを通して、または底部から、あ るいは横方向から行うことができる。
この発明が炉心設計と燃料交換過程にもたらす進歩は、後述する通りの炉設計と 運転の平行した進歩の文脈でもっともよく理解できる。
BWRの現在の技術水準は2つの経路に分かれている。
第1の経路は大型強制循環(forced ci+cultlion)沸とう水 炉(FCBWR)の経路である。第2の経路は自然循環(nxlu+al ci 「culation )沸とう水炉(NCBWR)に代表される。
最近のFCBWRは、経済性の向上、安全性の発達、メインテナンスの低減、人 体被爆の低減の点で、これまで実在したプラントよりも大きく向上している。そ の上、最新の制御および計装を用いることで、建造と運転が簡単になる。またF CBWRは、1キロワツト当たりの建造費用を低くし、放射性廃棄物を少なくす る。
NCBWRは、構造を簡単にし、固有安全性を高める目的を満たすように設計さ れている。また、特定の工業分野におけるもっと小型のプラントへの需要を満た すように設計されてもいる。
この発明は、前述した2段炉心を利用することによりFCBWRおよびNCBW Rを改良するだけでなく、第3の型式のBWR,すなわち図IAに示すような、 2段炉心104を有する蒸気冷却(Ijesm−coo l ed)沸とう水炉 (SCBWR)10も提供する。5CBWRIOは、前述した2段BWR100 と大体同じであり、前述したのと同じ利点をもつが、設計上のいくつかの違いが あり、これらから部品数の少ないより簡単な炉が得られ、熱効率が上昇すること など別の利点が得られる。下段124は通常の沸とう水炉心で、入口のサブクー ルされた水114を飽和蒸気114b、たとえば約7.0MPa、約271°C の蒸気に変換する。上段126は下段124から蒸気1 ]、 4 bを供給さ れ、それを過熱蒸気114C,たとえば約7.0MPaで、温度が約271°C より高い蒸気に変換する。2つの段用の燃料バンドル形状または機械的設計は同 一であるのが好ましく、上段126に新しいまたは低燃焼度の燃料を装填する一 方、下段124に、前述したように、上段で1サイクル以上の被ばくを受けた反 転燃料を装填する。下段124での燃焼が完了した後、その燃料を排出する。
図1と図IAを比較すると、114aで線図的に示すダウンカマー118内の水 面はだいたい同じであり、下部炉心124および上部炉心126両方より上方に 延在する。
しかし、図1に示すBWR100と図IAに示す5CBWRIOとの大きな違い は、前者では、水114が下段124から上段126を通して沸とうし続けるの に対して、後者では、水114の沸とうが下段124の頂部でほぼ完了し、蒸気 (1,14b、114c)が上段126を通過する点である。水114は液相に て炉心104に底部から入り、下段]−24で沸とうさせられ、飽和蒸気114  bを発生する。第2レベル126は第ルベル124の頂部の真上に位置し、第 ルベル124からそこに案内されてきた飽和蒸気114bを受け取る。第2レベ ル126は飽和蒸気1゜14bで冷却され、したがって飽和蒸気114bを加熱 し、通常通りの過熱蒸気114Cを生成する。
したがって、下部レベル124は、通常の蒸気冷却炉の設計で見られるような、 蒸気の循環を達成するための複雑な効率の悪い蒸気ブロワ−やインジェクタを設 ける必要なしに、蒸気冷却第2レベル126のためのコンパクトな蒸気入力源を 提供する。蒸気源を与えるために通常の接触ボイラを設ける必要もない。炉心1 04は1つしかないのに、2つの別個の軸線方向段、すなわち下部レベルまたは 沸とう段124と、上部レベルまたは蒸気冷却段126とが存在する。
図IAに示す5CBWRIOに設けた循環手段1−2は、図1に示した循環手段 と実質的に同様で、水114を炉心104を通して軸線方向に第ルベル124か ら第2レベル126に向かって、また第2レベル126を通して循環させる。循 環手段12はダウンカマー118および炉心104を含み、ダウンカマー118 内を下向きに流れる水と炉心下部レベル124内を上向きに流れる水との密度に 差があるので、水114はこれら要素を通して重力により自然に循環する。所望 に応じて、通常のポンプ手段、たとえばジェットポンプや炉内部ポンプ(図示せ ず)を用いて再循環を促進することができる。図1の実施例でも同様の手段をと っているように、通常の給水スパーンャ122をダウンカマー118内に上段1 26の上かつ水面114aの下に配置して、ダウンカマー118に給水を補給す る。
燃料を上段から下段に移動することにはいくつかの利点がある。この移動は、初 期には、上段126すなわち転換炉段において、ハードな中性子スペクトルでの 共鳴捕獲による親物質U238およびPu240の転換比を最大にし、同位体的 に親燃料を核分裂性燃料Pu およびPu241に高める。その後、前記移動は 、下段124、すなわち専焼炉段において、沸とう段階の熱スペクトルでのPu の燃焼を最大にし、バンドル寿命の終わり近くでのU238の変換を限定する。
さらに、上段126における燃料濃縮の増大と、下段124における可燃性毒物 とによって、パワー分布整形を達成するための融通性を最大にする。ここで上段 126における燃料濃縮の増大は、上段126からの残っている燃料を後で下段 1−24で燃焼させるので、無駄にはならないし、また下段124における可燃 性毒物は、下段1.24における燃焼を減少させて上段126の燃焼度によく合 致させ、炉心104における軸線方向燃焼をより均一にする。
ウラン燃料の場合、上段126は相対的に高い転換を行い、約150.000メ ガワツト・日/メータートン(MWD/Tonne)の核寿命が得られる。プル トニウム燃料の場合、上段126は燃料を増殖するように設計でき、約200. OOOMWD/Tonneの核寿命が得られる。
いずれの場合にも、最初に上段で燃焼させ、その後下段で燃焼させることによっ て、高い転換が達成され、高レベル廃棄物の発生を有意に減少させることができ る。このことは、転換された親燃料を上段から下段にリサイクルし、上段に滞在 している間に核分裂しなかった有意な量の残留高レベル廃棄物を下段で燃焼させ る利点となり、従来のように燃料を化学的に再処理する必要をなくす。
二lノベル炉心104を有する5CBWRIOには、同じくニレベル炉心を有す るBWRよりも顕著な利点が、ほかにもある。たとえば、上部レベル126を過 熱蒸気114Cを生成するのに用いるので、図1に示した通常の汽水分離器10 8は5CBWRIOには不要である。したがって5CBWRIOは、炉心上部レ ベル126にこのような汽水分離器が存在しないことを特徴とする。炉心上部レ ベル126は過熱蒸気〕14Cを生成するのに有効であり、そこには液相の水は 実質的にほとんど残っていない。しかし、通常の蒸気ドライヤ110を5CBW RIOに用いて、たとえ少しであっても水が過熱蒸気114Cに残っているなら 、その水を除去するのがよい。
同様に、5CBWRIOの下部燃料バンドル128および上部燃料バンドル13 0も、図2および図2Aに示す形態とすることができる二次元半径方向配列を有 する。さらに、上部燃料バンドル130のそれぞれも、図3に示すように5CB WRIOにおいて対応する下部燃料バンドル128の直上に配置するのが好まし い。図3に示す通りの燃料区分306.312およびプレナム308.310の 好適な配向は、5CBWRIOでも好適である。
再び図IAを参照すると、炉心104が、下段124の底部から上段126の頂 部までにもつ中性子スペクトルは、相対的にソフトからハードに変化している。
前述したように、中性子束密度および中性子スペクトル両方の軸線方向の変化は 、水114を沸とうさせ、ボイド部分を生成することから起こる。しかし、図I Aに示す5CBWRIOでは、沸とうは下段124の頂端てほぼ完了し、そのた め、下段124での軸線方向変化が、図1に示すBWRlooについて図示した 炉心104(軸線方向綿とう長さが長い)全体における軸線方向変化と比較して 、著しく大きい。飽和蒸気114bは上段126を通して上向きに流通し、過熱 を受けるので、そこでの中性子スペクトルは比較的ハードであり、図1に示すB WR100に見られるスペクトルより著しくハードである。
したがって、5CBWR10はこの中性子スペクトルの大きな軸線方向変化をう まく利用するもので、上段126に得られるハードな中性子スペクトルとともに 、親燃料の核分裂性燃料への転換量を増加する。そのため、上段]26は転換炉 段とみなすことができ、そして前述したように、プルトニウムを燃料として用い た場合、上段126を燃料を増殖する、すなわち消費するよりも多量の使用可能 な燃料を発生するように設計することができる。
したがって、上段126の上部燃料バンドル130は、ハードな中性子スペクト ルに基づく転換により核分裂性燃料を形成する親燃料を含有するのが好ましい。
そして、下段124の下部燃料バンドル128は、下段124で見出されるソフ トな中性子スペクトルにて核分裂可能な核分裂□ O 性燃料を含有するのが好ましい。
さらに、下部および上部燃料バンドル128.130からの燃料ペレットを再処 理して、実質的な量のアクチニド系列元素を含有する燃料ペレットを分離し、回 収する実施例では、このような燃料ペレットを上部燃料バンドル130に入れる のが好ましく、そこでハードな中性子束に露出させて核分裂させ、有用なエネル ギーを生成する一方、それに関連した高レベル廃棄物をさらに減らす。
図4に図示し、先に説明した方法は、図IAに示す5CBWRIOにも等しく適 用でき、前に上段126に配置され、親燃料から核分裂性燃料への転換を少なく とも部分的に受けた、部分燃焼済みまたは中間から高燃焼度の燃料バンドルを下 段124に入れる。そうすると、下段124の部分燃焼済み燃料バンドル128 は下段124で追加の核分裂、すなわち燃焼を生じ、適度に完全に消尽されるま で燃焼し、その後これらのバンドルを炉から排出すればよい。
上部燃料バンドル130を下段124に下部燃料バンドル128として用いるよ うに配設しなおす配置転換をもつと簡単にするために、上部燃料バンドル130 と下部燃料バンドル128を同一形状として、同じ高さと格子配列をもつように するのが好ましい。
もっと具体的に、図5に六角形格子に配列した下部および上部燃料バンドル12 8および130の形状を例示する。
下部燃料棒302および上部燃料棒304(図示の便宜上それぞれ3本だけを示 す)を六角形形状に配列し、横方向、すなわち半径方向平面において、1対の軸 線方向に間隔をあけたタイプレート14により互いに空間的に合体する。
各タイプレート14には孔(アパーチャ)があけられ、答礼に燃料棒302.3 04がそれぞれ挿入され、またそれとは別の流通孔16(図示の便宜上数個のみ を示す)があけられ、これらの流通孔16を通して、炉心水114、飽和蒸気1 14bおよび過熱蒸気114Cがそれぞれ流れる。
したがって、下部および上部燃料バンドル128および130のそれぞれは同じ であり、たとえば六角形の同じ半径方向形状と同じ長さ方向高さHをもち、こう すれば、上部燃料バンドル130の個々のものを単に軸線方向に下段124に配 置替えして、下部燃料バンドル128の1つと置き換えればよい。この配置転換 を行う場合、図3および図5両方に示すように、上部燃料バンドル130を下段 124に反転位置にて配置する。
このことはこの発明の顕著な利点である。ある程度燃焼した上部燃料バンドル1 30を、ハードな中性子スペクトルを受ける上段126から、ソフトな中性子ス ペクトルを受ける下段124に移動することができ、同バンドルを下段でより十 分にかつ完全に燃焼させることができるからである。このようにして、上部燃料 バンドル130を最初に上段126に配置するとき、これらの上部燃料バンドル 130により高い燃料濃縮を与えて、炉心104全体からより均一な軸線方向パ ワー分布を得ることができ、このようにしても、実際上このような濃縮燃料を再 利用することができない通常の単一レベル原子炉で生じるような濃縮燃料の無駄 を、生じない。しかし、この発明によれば、上部燃料バンドル130を下段12 4にリサイクルして、より完全な燃焼を達成することができる。
さらに、中性子スペクトルは軸線方向上向きにソフトからハードに変化するので 、上部燃料区分312の燃料が燃焼する度合いは軸線方向で異なる。上部燃料バ ンドル130を反転してから、それを下段124に配置することにより、燃料区 分312を軸線方向により均一に燃焼させることができる。そして、前述したよ うに、それぞれの燃料区分306および312を互いに密接させ、両者間の隙間 を最小にする。そうすれば、両燃料区分間の隙間が中性子スペクトルに与える影 響は最小になる。そして、2つのブレナム308および310を用いるので、下 部燃料バンドル128に反転位置で配置されたときの下方ブレナム308は、実 質的に単相のみの水114内に配置され、そこに鉛直方向上向きに延在し、かく して熱水力学的安定性が高くなる。
図5に示すように、下部燃料バンドル128は、下段124の底部で下側静止サ ポート板18の上に単に支持すればよく、そのサポート板18には複数の流通孔 (チャンネル)20を軸線方向に貫通させて設ける。これらの流通孔20は、水 114が下段124を通って上向きに循環するのを可能にし、こうして隣接する 燃料ノくンドルの間および個別の燃料バンドル内に水114を供給する。
水または水/蒸気混合物を上部燃料バンドル130に通さないので、通常必要と される流れチャンネルやバッフルは不要である。したがって、上部燃料棒304 を飽和蒸気114bと直接接触関係に配置でき、飽和蒸気114bは、隣接する 上部燃料バンドル130の隣接する燃料棒304の間を自由に流れるのを許され る。しかし、水114は下部燃料バンドル128に沿って上向きに流れるので、 その流れを制御するために、適当な流れチャンネルまたはバッフルがやはり必要 である。
具体的には、この発明の1実施例では、好ましくは六角形の流れバッフル22を 、下部燃料バンドル128のそれぞれのまわりに、その軸線方向全長にわたって 設ける。つまり、各下部燃料バンドル128はバッフル22のそれぞれの内部に 配置され、こうして水114の一部をバッフル22を通してかつ燃料棒302に 沿って流通させて、飽和蒸気114bを形成する。流れバッフル22のそれぞれ を下部サポート板18に永久的に固着してもよく、その場合、下部および上部燃 料バンドル128および130は形状を同一とし、そして燃料バンドルの軸線方 向配置転換の際に、下部燃料バンドル〕−28の1つをそのバッフル22内から 抜き去り、上部燃料バンドル130の反転した1つと取り替える。タイプレート 14を相補形状、すなわち六角形とするのが好ましく、そうすればタイプレート 14がバッフル22内にはまる。あるいはまた、バッフル22を別々の部品とし て設けてもよく、この場合、下部燃料バンドル1−〇 28をバッフル内に入れてから、このバッフルをサポート板18上の下段124 に配置する。
しかし、上部燃料バンドル130のそれぞれを下部燃料バンドル128の対応す るものの直上に配置し、後者からの飽和蒸気114bを受け取り、過熱蒸気11 4Cを形成するように構成するのが好ましい。
上段126には、複数の静止毒物カーテン24を隣接する上部燃料バンドル13 0相互の間に配置し、また複数の軸線方向に移動可能な制御棒26を隣接する下 部燃料バンドル128相互の間に、具体的には隣接する流れバッフル22相互の 間に配置するのが好ましい。六角形の燃料バンドル128および130が好適で あるので、毒物カーテン24および制御棒26はそれぞれ、図6および図7にも 示すように、Y形とする。しかし、燃料バンドル128および130は他の形状 とすることもでき、たとえば、図2および図2Aに示す正方形形状とすることが でき、その場合、毒物カーテン24および制御棒26は十字形をとり、制御棒2 6の断面は図2に示す制御棒232とほぼ同じである。
毒物カーテン24の特定の形状に応じて、その毒物カーテン24をタイプレート 14または上段126の他の適当な静止部品に適切に固定支持することができる 。
毒物(ポイズン)カーテン24は好ましくはホウ素を含有し、そして上段126 で形成される過熱蒸気114cを考慮した設計点では、毒物カーテン24はハー ドな中性子スペクトルに本質的に透過性であり、上段126が臨界状態に留まる のを可能にする。しかし、上段126が水充満状態にあるか、過熱蒸気114C の密度が設計点の密度より低いなどの設計外の点では、毒物カーテン24が上段 126を自動的に臨界未満にする作用をなす。水114が上段126中に上昇し た水充満状態では、毒物カーテン24内のホウ素が中性子を吸収し、上部炉心1 26の反応度を下げる作用をなす。あるいは、密度が低い設計外の点では、上部 燃料バンドル130が高速中性子の漏れを増加するのに好適な形状をもち、これ により上部炉心126の反応度を下げて臨界未満にする。
具体的には、下部燃料バンドル128も同様であるが、上部燃料バンドル130 の形状としては、図7および図8に詳細に示すように、隣接する燃料棒304が ピッチPを有する三角形配置形状があり、このピッチPは通常の沸とう水戸に見 られるピッチより密であり、そして燃料棒304の直径も通常の沸とう水戸に見 られるものより小さい。
たとえば、上部燃料棒304の外径は約8.0mmとすればよく、その中の通常 の燃料ペレットの外径は約6.28mmである。そして、ピッチPは約1.2. 0mmとすればよい。下部燃料棒302の形状は上部燃料棒304の形状と同じ であるのが好ましい。
毒物カーテン24を組み込むことにより、固有の安全性を実現する。毒物カーテ ンは、上段が水充満状態になったときに、正の反応度となることを防止する物質 、たとえばホウ素を含有する。ホウ素は、ハードな中性子スペクトルの高速束に 対して本質的に透過性であるが、上段が水で充満状態になると、スペクトルが熱 的になり、ホウ素が強い中性子吸収体(毒物)になる。他方、過熱量が増加する につれて、パワーも中性子漏れのせいで低下し、パワー(出力)係数は大きく負 である。したがって、作動点が設計点のどちらかの側に余りに大きくずれると、 パワーが自動的に低下する。
上段126はこのような固有の特徴を持っているので、制御棒26は下段124 にだけ使用すればよい。ただし、別の実施例では、制御棒を上段126にも使用 することができる。下段だけの場合、制御棒26は、同等の出力パワーの単レベ ル炉心に使用するであろう通常の制御棒の長さの約半分とすることができ、した がって、図IAに示す案内管113を含めた制御棒26の装着に必要な軸線方向 空間が少なくてすむ。同様に、通常の制御棒駆動装置128も、制御棒26が比 較的短いので、そうでない場合に必要な長さより軸線方向長さを短くすることが できる。
さらに、チャンネルまたは流れバッフル22は下段124、すなわち沸とう段に だけ使用する。チャンネル長さが短いので、既定の安定性設計限界内で、より高 い出力(パワー)密度を達成することができる。安定性は、燃料を反転すること によっても、向上する。核分裂ガスプレナム体積が二相領域ではなく、サブクー ルされた単相にあるからである。
図6に示す上段126では、燃料バンドル130が六角形であり、上段の毒物カ ーテン24がY形である。ニレベル炉心の全長は約3mであり、制御棒26が必 要なのは下半分だけであるので、容器長さは同等のFCBWR設計と較べて短く することができる。直径7mの容器を用いると、1800メガワツト(MWe) の電力出力が期待できる。
上部炉心126に15%程度の高い濃縮度を使用して、長い燃料サイクルと高い 出力(パワー)密度を達成する。
通常の可燃性毒物を使用することにより、過剰な数の制御棒または要素を用いる 必要なしに、このような濃縮度を経済的に使用することが可能になる。軸線方向 および半径方向両方のパワー分布を制御するのにも可燃性毒物を用いる。
燃料交換の間隔を3年とすることができる。
燃料の形状は、リサイクルされるプルトニウムの発生と燃焼を効率よくする形状 とする。バンドルおよび炉心の設計は、燃料をその被ばく履歴の前期にはハード な中性子スペクトル(高い蒸気ボイド率、過熱蒸気114cでは1に近い)内に 置き、被ばく履歴の後期にはソフトな中性子スペクトル(低い蒸気ボイド率)に 置くように、設計する。
このスペクトルシフトは、寿命の前期にあってはプルトニウムの生成と、生成し たアクチニドの核分裂を助け、寿命の後期にあってはプルトニウムの燃焼を助け る。
5CBWRIO用の燃料としては、二酸化ウランまたは混合酸化物(UOまたは Pu02)ペレットをステンレス鋼、インコネルまたは他の適当な被覆管(クラ ツディング)に収納すればよい。ステンレス鋼が好適であり、それは、通常のB WRに用いられているジルカロイ被覆管と較べて、熱的能力にすぐれ、燃料棒寿 命が長く、また、インコネルなどの代替材料と較べて、熱中性子スペクトルにお ける中性子の吸収が低いからである。個別の燃料棒302および304を一緒に 束ね、好ましくは前述した六角形格子の形状に束ねる。2つのバンドル128お よび130を炉心104内で互いに上下に積み重ねるのが好ましく、こうして反 応性燃料長を約3m(バンドル当たり1.5m)とし、下部バンドル128の底 部および上部バンドル130の頂部でのプレナム体積および燃料棒膨張に備えて 追加の0.5mのゆとりをとる。
下部バンドル128を六角形流れバッフル22で囲み、沸とう領域の流れ分布を 最適にするオリフィス作用の融通性を得るのが好ましい。上部燃料バンドル13 0には沸とう段124から高品質の蒸気混合物114bが入るので、上部燃料バ ンドル130にはチャンネルが不要である。これと、高出力密度の炉心104の 燃料バンドル長さが短いこととが相まって、安定な運転を確保する余裕が増加す る。
1800MWeのプラント設計には、合計で268本の上部および下部燃料バン ドル130.128および201本の制御棒26を用いる。
5CBWRIOでは、沸とう段124が変換された燃料をその寿命の途中で燃焼 させる効率がよいので、濃縮要件は通常の蒸気冷却炉に較べて減少する。したが って、1実施例では、約75.OOOMWD/Tonneの間、新しい燃料を上 段126に配置して、ハードな中性子スペクトルに暴露させる。つぎの燃料交換 時に、この燃料を下段124に移動し、そこでつぎの75. 000 MWD/ T o nneの間、ソフトな中性子スペクトルにて燃焼させる。
濃縮要件は現存のBWRプラントより高くなるが、燃焼度も著しく高い。さらに 、5CBWRIOは、BWRのスペクトルシフト能力の究極を示しており、運転 サイクル時間の適当な部分の間、過剰な流れを与えて沸とう段124からボイド を一掃する一方、変換段126からのパワー生成を低品質の蒸気で抑圧すること により、さらに能力を高めることができる。
上段126の上部燃料バンドル130と下段124の下部燃料バンドル128と の間の核分裂性物質の在庫量の差が、均一な出力分布を整形する上での追加の利 点となる。
しかし、上部燃料棒304に普通のワイヤを巻つけて、蒸気冷却上段126に最 初に装填したときの、熱伝導を高めか、再循環流れを調節することにより、出力 分布のさらなる整形を達成できる。
5CBWRIOの炉心104は約7 M P a以上で運転できる。同等の直径 約6m、高さ約3m、通常のBWRに対する出力密度の増加約20%の炉心10 4の場合、合計の熱的パワー約5.000MW以上を発生することができる。
炉心104は、直径約7mの炉圧力容器102に簡単に収納できる。制御棒26 の移動行程は3mの炉心高さの半分であるので、また高品質の蒸気114cが通 常の汽水分離器を、そしておそらくはドライヤも設ける必要をなくす可能性があ るので、容器102の高さは、代表的なりWRよりも短い約7mとすることがで きる。
以上、この発明の好適な実施例と考えられるものを説明したが、上述した教示か らこの発明の他の変更例が当業者に明らかである。したがって、このような変更 例もすべてこの発明の要旨の範囲内に入るものとして、請求の範囲に確保されて いる。
FIG、1A 敏 FIG、5 FIG、7 FIG、8 要 約 書 この発明によれば、再循環する熱伝達流体を含む原子炉にニレベル炉心を設けて 、燃料配置の融通性を高める。ニレベル炉心は2組の燃料ユニットを含み、1組 が第ルベルに配列され、もう1組が第2レベルに配列されている。
第2レベルの燃料ユニットを第ルベルの燃料ユニットト鉛直方向に心合せ関係で 配置するのが好ましい。こうすれば、第ルベルの燃料ユニットに、第2レベルの 隣接する燃料ユニットだけを抜き去ることにより、接近できる。燃料交換作業中 、燃料ユニットを片方のレベルから他方のレベルにシフトでき、種々の燃焼度段 階のユニットを配列する上での融通性が高まる。第ルベルの燃料ユニットを第2 レベルの燃料ユニットに対して反転するのが好ましい。
この反転によって、プレナムが中性子発生に不連続を導入しないように、燃料棒 のプレナム区分を互いに離れた異なるレベルに配置できるとともに、軸線方向の 燃料燃焼度を一層均一にする。ニレベル炉心では、燃料を最初に、親燃料を核分 裂性燃料に転換する第2レベルに配置し、つぎに軸線方向の燃焼度を一層完全に する第ルベルに配置しなおすことができる。好適な実施例では、第ルベルは水を 洟とうさせて飽和蒸気を発生し、第2レベルは飽和蒸気で冷却されながら、過熱 蒸気を発生する。
国際調査報告

Claims (21)

    【特許請求の範囲】
  1. 1.軸線方向を規定する炉容器と、 第1レベルおよび第2レベルを有する炉心であって、第1レベルが第1二次元配 列に配置された第1組の燃料ユニットを有し、第2レベルが第2二次元配列に配 置された第2組の燃料ユニットを有する炉心と、 熱伝達流体を前記炉心を通して軸線方向に前記第1レベルから前記第2レベルに 向かって送る循環手段とを備え、前記熱伝達流体が最初は水の形態にあり、前記 第1レベルが水を沸とうさせて飽和蒸気を発生するよう構成され、この飽和蒸気 は前記第2レベルに送られ、前記第2レベルが前記第1レベルから飽和蒸気を受 け取って、第2レベル自身が冷却されながら、飽和蒸気を加熱して過熱蒸気を生 成するよう構成されていることを特徴とする原子炉。
  2. 2.前記軸線方向が直立で、前記第2組の各燃料ユニットが前記第1組の燃料ユ ニットの直上にある請求項1に記載の原子炉。
  3. 3.前記燃料ユニットのそれぞれが鉛直に延在する複数の燃料棒を含む燃料バン ドルであり、各燃料棒が核分裂性燃料を含有する燃料区分と気体状核分裂副生物 が蓄積するプレナム区分とを有し、前記第1組の燃料バンドルの燃料棒がその燃 料区分の下に第1プレナム区分を有し、前記第2組の燃料パンドルの燃料棒がそ の燃料区分の上に第2プレナム区分を有する請求項2に記載の原子炉。
  4. 4.前記炉心の第1レベルから第2レベルまでの中性子スペクトルが、比較的ソ フトからハードまで変化し、前記第2組の燃料バンドルに含まれる親燃料が、前 記ハードな中性子スペクトルにより核分裂性燃料に変換され、前記第1組の燃料 バンドルに含まれる核分裂性燃料が、前記ソフトな中性子スペクトルにより核分 裂可能である請求項3に記載の原子炉。
  5. 5.前記第1組の燃料バンドルが、以前に第2組に配置されて、核分裂性燃料へ の変換を受けた部分燃焼済み燃料バンドルを含み、これらの部分燃焼済み燃料バ ンドルが第1レベルで追加の燃焼を行う請求項4に記載の原子炉。
  6. 6.以前に第2組に配置されていた前記部分燃焼済み燃料バンドルが、第1組内 に反転位置にて配置されている請求項5に記載の原子炉。
  7. 7.前記第1プレナムが前記水中に配置され、そこで鉛直上方に延在する請求項 6に記載の原子炉。
  8. 8.前記第1組および第2組の燃料バンドルが同一形状である請求項7に記載の 原子炉。
  9. 9.前記下部および上部燃料バンドルそれぞれが、複数の燃料棒を1対の軸線方 向に離したタイプレートにより空間的に接合して構成されており、 前記下部燃料バンドルそれぞれが流れバッフル内に配置され、前記水の一部が前 記流れをバッフルを通って前記燃料棒に沿って流れることにより前記飽和蒸気が 形成され、前記上部燃料バンドルそれぞれが対応する前記下部燃料バンドルの上 に配置されていて、そこから前記飽和蒸気を受け取って、前記過熱蒸気を形成す る請求項4に記載の原子炉。
  10. 10.前記流れバッフルが前記下部燃料バンドルのまわりにだけ配置され、前記 上部燃料バンドルのまわりには存在しない請求項9に記載の原子炉。
  11. 11.複数の静止毒物カーテンが前記上部燃料バンドルの隣接するものの間に配 置され、 複数の軸線方向に移動可能な制御棒が前記下部燃料バンドルの隣接するものの間 に配置されている請求項9に記載の原子炉。
  12. 12.前記炉心の第2レベルで形成される前記過熱蒸気についての設計点では、 前記毒物カーテンが前記ハードな中性子スペクトルに対し本質的に透過性であっ て、前記炉心の第2レベルを臨界状態に留まらせ、前記炉心の第2レベルが水充 満状態にあるか、または前記過熱蒸気の密度が設計点での密度より低い設計外の 点では、前記毒物カーテンが前記炉心の第2レベルを自動的に臨界未満に持って ゆく請求項11に記載の原子炉。
  13. 13.前記毒物カーテンがホウ素を含有し、前記水充満状態で中性子を吸収する 作用をなす請求項12に記載の原子炉。
  14. 14.前記上部燃料バンドルが、設計点の蒸気密度を下回る設計外の点で、高速 中性子の漏れを増加する形状を有する請求項13に記載の原子炉。
  15. 15.前記上部燃料バンドルの形状は、普通の沸とう水中の場合よりピッチが狭 く、燃料棒直径が小さい請求項14に記載の原子炉。
  16. 16.前記下部および上部燃料バンドルがそれぞれ六角形の形状となっている請 求項15に記載の原子炉。
  17. 17.前記下部および上部燃料バンドルが同じ軸線方向長さを有することを含め て同一形状である請求項16に記載の原子炉。
  18. 18.前記第1組の燃料バンドルが、以前に第2組に配置されて、核分裂性燃料 への変換を受けた部分燃焼済み燃料バンドルを含み、これらの部分燃焼済み燃料 バンドルが第1レベルで追加の燃焼を行う請求項17に記載の原子炉。
  19. 19.以前に第2組に配置されていた前記部分燃焼済み燃料バンドルが、第1組 に反転位置にて配置されている請求項18に記載の原子炉。
  20. 20.前記炉心の第2レベルの上に汽水分離器を設けず、前記炉心の第2レベル が実質的にほとんど水分を有しない前記過熱蒸気を発生する請求項19に記載の 原子炉。
  21. 21.前記炉心の第2レベルの上に汽水分離器を設けず、前記炉心の第2レベル が実質的にほとんど水分を有しない前記過熱蒸気を発生する請求項4に記載の原 子炉。
JP3516017A 1990-07-10 1991-06-28 二レベル炉心を有する蒸気冷却原子炉 Pending JPH05509167A (ja)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US07/553,073 US5116567A (en) 1990-07-10 1990-07-10 Nuclear reactor with bi-level core
US553,073 1990-07-10
US07/681,246 US5162097A (en) 1990-07-10 1991-04-04 Steam cooled nuclear reactor with bi-level core

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH05509167A true JPH05509167A (ja) 1993-12-16

Family

ID=27070217

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP3516017A Pending JPH05509167A (ja) 1990-07-10 1991-06-28 二レベル炉心を有する蒸気冷却原子炉

Country Status (3)

Country Link
US (1) US5162097A (ja)
JP (1) JPH05509167A (ja)
WO (1) WO1992001290A1 (ja)

Families Citing this family (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5283809A (en) * 1993-05-03 1994-02-01 General Electric Company Steam separator latch assembly
SE9404497D0 (sv) * 1994-12-23 1994-12-23 Asea Atom Ab Bränslepatron med korta bränsleenheter
SE508060C2 (sv) * 1996-06-20 1998-08-17 Asea Atom Ab Kärnbränslepatron innefattande medel för rotation av ånga och vatten runt en ångledningskanal
SE508645C2 (sv) * 1996-06-20 1998-10-26 Asea Atom Ab Kärnbränslepatron för lättvattenreaktor med axiellt gap i det klyvbara materialet
SE506820C2 (sv) * 1996-06-20 1998-02-16 Asea Atom Ab Bränslepatron innefattande ett flertal på varandra staplade bränsleenheter, där bränsleenheterna innefattar bränslestavar med skilda diametrar
US5905061A (en) * 1996-08-02 1999-05-18 Patel; Avind D. Invert emulsion fluids suitable for drilling
US6218342B1 (en) 1996-08-02 2001-04-17 M-I Llc Oil-based drilling fluid
US9287012B2 (en) 2010-07-25 2016-03-15 Global Nuclear Fuel—Americas, LLC Optimized fuel assembly channels and methods of creating the same
RU2549371C1 (ru) * 2014-01-31 2015-04-27 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Активная зона, твэл и тепловыделяющая сборка реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем
RU2549829C1 (ru) * 2014-01-31 2015-04-27 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания
MX2017002377A (es) * 2014-08-28 2017-09-15 Terrapower Llc Dispositivo de aumento de reactividad doppler.
CN117766165A (zh) * 2023-12-26 2024-03-26 上海交通大学 堆芯燃料元件及具有径向引出热管的热管冷却反应堆

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NL260747A (ja) * 1960-02-12
GB1069032A (en) * 1962-12-04 1967-05-17 Atomenergi Ab Superheating of steam in nuclear reactors
US4326922A (en) * 1978-02-06 1982-04-27 Westinghouse Electric Corp. Composite nuclear fuel assembly

Also Published As

Publication number Publication date
WO1992001290A1 (en) 1992-01-23
US5162097A (en) 1992-11-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP2511581B2 (ja) 沸騰水型原子炉炉心及び沸騰水型原子炉
US5202084A (en) Bi-level reactor including steam separators
US4251321A (en) Nuclear reactor utilizing plutonium
US4629599A (en) Burnable absorber arrangement for fuel bundle
JPS5844237B2 (ja) 原子炉炉心の燃料装荷および運転方法
US5185120A (en) Liquid affected spectral shift reactor
JPH058797B2 (ja)
EP0538414B1 (en) Seed and blanket fuel arrangement for dual-phase nuclear reactors
US3351532A (en) Seed-blanket converter-recycle breeder reactor
US3910818A (en) Method for increasing the burn-up capability of boiling water nuclear reactors containing plutonium-bearing fuel assemblies
US5162097A (en) Steam cooled nuclear reactor with bi-level core
US4302289A (en) Method of exchanging fuel in a nuclear reactor
US5143690A (en) Fuel-assembly inversion for dual-phase nuclear reactors
US3284310A (en) Boiling water-superheat nuclear reactor
US5386439A (en) Spectral shift nuclear reactor with improved efficiency
JPH0378599B2 (ja)
EP0480702B1 (en) Nuclear fuel assembly comprising a water-by-pass tube
JP3828345B2 (ja) 軽水炉炉心及び燃料集合体
JP6965200B2 (ja) 燃料集合体
FI71624B (fi) Saett att utbyta braensle i en laettvattenkokarreaktor
JP7572303B2 (ja) 燃料装荷方法および炉心
Galperin et al. Modified fuel assembly design for pressurized water reactors with improved fuel utilization
US4871508A (en) Method for operation of a light water boiling reactor
JP7168528B2 (ja) 燃料集合体
JPH0827370B2 (ja) 沸騰水型原子炉