JPH0552476B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPH0552476B2 JPH0552476B2 JP58227182A JP22718283A JPH0552476B2 JP H0552476 B2 JPH0552476 B2 JP H0552476B2 JP 58227182 A JP58227182 A JP 58227182A JP 22718283 A JP22718283 A JP 22718283A JP H0552476 B2 JPH0552476 B2 JP H0552476B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- cycle
- enrichment
- reactor
- loaded
- 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.)
- Expired - Lifetime
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 73
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 7
- 238000007689 inspection Methods 0.000 claims description 5
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 claims description 5
- 238000011017 operating method Methods 0.000 description 10
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 7
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 4
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 238000007796 conventional method Methods 0.000 description 3
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 238000000465 moulding Methods 0.000 description 1
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 description 1
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
- Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
［発明の技術分野］
本発明は原子炉の運転方法に関する。
［発明の技術的背景のその問題点］
一般に、原子炉が建設されて初めて炉心に装荷
される初装荷燃料の濃縮度は、予め計画された一
定の期間、通常１年間原子炉運転が可能なように
決定される。沸騰水形原子炉では、運転期間が１
年の場合には、初装荷燃料の濃縮度は約2.2w／
ｏとされている。
される初装荷燃料の濃縮度は、予め計画された一
定の期間、通常１年間原子炉運転が可能なように
決定される。沸騰水形原子炉では、運転期間が１
年の場合には、初装荷燃料の濃縮度は約2.2w／
ｏとされている。
すなわち、このように初装荷燃料の濃縮度を
2.2w／ｏとすると、原子炉を１年運転した後に
は、第１図ａの曲線ａに示すように、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
態でちようど臨界となる。なお、第１図において
横軸には時間が、縦軸には余剰反応度がとられて
いる。
2.2w／ｏとすると、原子炉を１年運転した後に
は、第１図ａの曲線ａに示すように、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
態でちようど臨界となる。なお、第１図において
横軸には時間が、縦軸には余剰反応度がとられて
いる。
このような沸騰水形原子炉では、この後、初装
荷燃料の通常約1/3が新燃料に交換され、第１図
ｂの曲線ｂに示すような第２サイクルの運転が行
なわれ、１年経過後にさらに初装荷燃料の約1/3
が新燃料に交換され、第１図ｃの曲線ｃに示すよ
うな第３サイクルの運転が行なわれる。そして、
このような原子炉の運転方法では、例えば第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サイクルの最初に炉心内に装荷され
る新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、第２サイクルで装荷される新
燃料の濃縮度は約3.3w／ｏとされている。なお、
この新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、炉心内に新燃料を何体装荷
するかにより決定される。
荷燃料の通常約1/3が新燃料に交換され、第１図
ｂの曲線ｂに示すような第２サイクルの運転が行
なわれ、１年経過後にさらに初装荷燃料の約1/3
が新燃料に交換され、第１図ｃの曲線ｃに示すよ
うな第３サイクルの運転が行なわれる。そして、
このような原子炉の運転方法では、例えば第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サイクルの最初に炉心内に装荷され
る新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、第２サイクルで装荷される新
燃料の濃縮度は約3.3w／ｏとされている。なお、
この新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、炉心内に新燃料を何体装荷
するかにより決定される。
すなわち、従来の原子炉の運転方法では、初装
荷燃料の濃縮度を、この後のサイクルにおいて炉
心内に装荷される新燃料の濃縮度よりもかなり小
さな値としているが、このような原子炉の運転方
法では経済的な面から十分核燃料サイクル費を軽
減しているとはいえない。
荷燃料の濃縮度を、この後のサイクルにおいて炉
心内に装荷される新燃料の濃縮度よりもかなり小
さな値としているが、このような原子炉の運転方
法では経済的な面から十分核燃料サイクル費を軽
減しているとはいえない。
［発明の目的］
本発明はかかる従来の事情に対処してなされた
もので、原子炉の運転に必要な核燃料サイクル費
を従来よりも大幅に低減することのできる原子炉
の運転方法を提供しようとするものである。
もので、原子炉の運転に必要な核燃料サイクル費
を従来よりも大幅に低減することのできる原子炉
の運転方法を提供しようとするものである。
［発明の概要］
すなわち本発明は、一定の運転サイクル毎に運
転を停止して定期点検を実行するとともに、初め
て運転を開始する際に炉心に初装荷燃料を装荷
し、この後、逐次前記初装荷燃料の一部を新燃料
に燃料交換する原子炉の運転方法において、前記
初装荷燃料の濃縮度を前記新燃料の濃縮度と同じ
値にするとともに、前記初装荷燃料により運転を
開始した後初めて運転を停止して定期点検を実行
する第１サイクルの終了時には前記燃料交換を行
なわず、前記第１サイクルの次の運転サイクルで
ある第２サイクル終了後以降において前記燃料交
換を行なうことを特徴とする原子炉の運転方法で
ある。
転を停止して定期点検を実行するとともに、初め
て運転を開始する際に炉心に初装荷燃料を装荷
し、この後、逐次前記初装荷燃料の一部を新燃料
に燃料交換する原子炉の運転方法において、前記
初装荷燃料の濃縮度を前記新燃料の濃縮度と同じ
値にするとともに、前記初装荷燃料により運転を
開始した後初めて運転を停止して定期点検を実行
する第１サイクルの終了時には前記燃料交換を行
なわず、前記第１サイクルの次の運転サイクルで
ある第２サイクル終了後以降において前記燃料交
換を行なうことを特徴とする原子炉の運転方法で
ある。
［発明の実施例］
以下本発明の詳細を図面に示す一実施例につい
て説明する。
て説明する。
本発明の一実施例の原子炉の運転方法では、沸
騰水形原子炉の立上がり時に炉心内に装荷される
初装荷燃料の濃縮度は、取替燃料として装荷され
る新燃料の濃縮度と同じ値、すなわち例えば
3.3w／ｏとされている。
騰水形原子炉の立上がり時に炉心内に装荷される
初装荷燃料の濃縮度は、取替燃料として装荷され
る新燃料の濃縮度と同じ値、すなわち例えば
3.3w／ｏとされている。
このような原子炉の運転方法によれば、第２図
ａに曲線ｄとして示すように第１サイクルにわた
る余剰反応度はほぼ一定であり、第１サイクル終
了時には制御棒を炉心内に挿入したまま原子炉が
停止される。そして第１サイクル終了後において
は初装荷燃料の一部の新燃料への燃料交換は行わ
れず、このまま第２サイクルの運転が行われる。
ａに曲線ｄとして示すように第１サイクルにわた
る余剰反応度はほぼ一定であり、第１サイクル終
了時には制御棒を炉心内に挿入したまま原子炉が
停止される。そして第１サイクル終了後において
は初装荷燃料の一部の新燃料への燃料交換は行わ
れず、このまま第２サイクルの運転が行われる。
また、第２図ｂに曲線ｅとして示すように、第
２サイクル終了時にも余剰反応度は零とならず、
制御棒を挿入したままの状態で原子炉が停止され
る。第３サイクルにおいて初めて初装荷燃料の約
１／３が初装荷燃料と同じ濃縮度を有する新燃料に
交換され第２図ｃに曲線ｆで示すような運転が行
なわれる。
２サイクル終了時にも余剰反応度は零とならず、
制御棒を挿入したままの状態で原子炉が停止され
る。第３サイクルにおいて初めて初装荷燃料の約
１／３が初装荷燃料と同じ濃縮度を有する新燃料に
交換され第２図ｃに曲線ｆで示すような運転が行
なわれる。
第３図は横軸にサイクル番号を、縦軸に新燃料
装荷体数割合を％で表わし、各サイクル初期にお
ける新燃料の装荷割合を炉心内の全燃料に対する
％で示している。
装荷体数割合を％で表わし、各サイクル初期にお
ける新燃料の装荷割合を炉心内の全燃料に対する
％で示している。
すなわち、従来の原子炉の運転方法では、図の
折れ線ｇに示すように第１サイクル終了後初装荷
燃料の約36％が新燃料に交換されているが、本発
明の原子炉の運転方法では図の折れ線ｈに示すよ
うに１体も交換されておらず、第２サイクル終了
後初装荷燃料の約30％が新燃料に交換されてい
る。第３サイクル以降は本発明の場合も従来の場
合もほぼ同様の割合で新燃料への交換が行われて
いる。
折れ線ｇに示すように第１サイクル終了後初装荷
燃料の約36％が新燃料に交換されているが、本発
明の原子炉の運転方法では図の折れ線ｈに示すよ
うに１体も交換されておらず、第２サイクル終了
後初装荷燃料の約30％が新燃料に交換されてい
る。第３サイクル以降は本発明の場合も従来の場
合もほぼ同様の割合で新燃料への交換が行われて
いる。
以上述べたような原子炉の運転方法によれば、
原子炉の運転に必要な核燃料サイクル費を従来よ
り大幅に低減することができる。
原子炉の運転に必要な核燃料サイクル費を従来よ
り大幅に低減することができる。
すなわち、従来の初装荷燃料では、濃縮度が約
2.2w／ｏであつたのに対して、本発明で使用さ
れる初装荷燃料の濃縮度は約3.3w／ｏであるた
め、天然ウラン費および濃縮費が増加し燃料費は
約1.3倍となる。なお燃料費としては、この他に
成形加工費、使用済燃料輸送費、再処理費等が含
まれるが、これらの費用は燃料の濃縮度によつて
変ることはない。
2.2w／ｏであつたのに対して、本発明で使用さ
れる初装荷燃料の濃縮度は約3.3w／ｏであるた
め、天然ウラン費および濃縮費が増加し燃料費は
約1.3倍となる。なお燃料費としては、この他に
成形加工費、使用済燃料輸送費、再処理費等が含
まれるが、これらの費用は燃料の濃縮度によつて
変ることはない。
一方、第１サイクル終了後における初装荷燃料
の新燃料への交換体数は従来は全燃料本数の約36
％であつたのに対し、本発明では零％である。
の新燃料への交換体数は従来は全燃料本数の約36
％であつたのに対し、本発明では零％である。
従つて、第１サイクルおよび第２サイクルを合
せた燃料費を比較すると、 従来：１×１＋0.36×1.3＝1.47 本実施例：１×1.3＋０×1.3＝1.30 となる。
せた燃料費を比較すると、 従来：１×１＋0.36×1.3＝1.47 本実施例：１×1.3＋０×1.3＝1.30 となる。
すなわち、以上述べた実施例では、第１サイク
ルおよび第２サイクルに必要な燃料費を従来に比
べ約12％低減することができる。
ルおよび第２サイクルに必要な燃料費を従来に比
べ約12％低減することができる。
また、以上述べた原子炉の運転方法では、第１
サイクル終了後における燃料交換が不要であるた
め、定期点検期間の短縮が可能となり、原子炉の
稼動率を向上することができる。
サイクル終了後における燃料交換が不要であるた
め、定期点検期間の短縮が可能となり、原子炉の
稼動率を向上することができる。
また、一般に沸騰水形原子炉の運転では、新燃
料の装荷体数を減少させるため、第ｎ回目の燃料
交換時に炉心から取り出された初装荷燃料を、第
ｎ＋１回目以降の燃料交換時に炉心内にあつてよ
り反応度の低いものと交換する再装荷が行われて
いるが、上述した実施例で使用される初装荷燃料
は濃縮度が高いため、この初装荷燃料を再装荷用
の燃料として使用することによりさらに燃料費の
削減を図ることができる。
料の装荷体数を減少させるため、第ｎ回目の燃料
交換時に炉心から取り出された初装荷燃料を、第
ｎ＋１回目以降の燃料交換時に炉心内にあつてよ
り反応度の低いものと交換する再装荷が行われて
いるが、上述した実施例で使用される初装荷燃料
は濃縮度が高いため、この初装荷燃料を再装荷用
の燃料として使用することによりさらに燃料費の
削減を図ることができる。
［発明の効果］
以上述べたように本発明の原子炉の運転方法に
よれば、原子炉の運転に必要な核燃料サイクル費
を従来より大幅に削減することができる。
よれば、原子炉の運転に必要な核燃料サイクル費
を従来より大幅に削減することができる。
第１図ａ，ｂ，ｃはそれぞれ従来の原子炉の運
転方法による第１サイクル、第２サイクル、第３
サイクルの余剰反応度を示すグラフ、第２図ａ，
ｂ，ｃはそれぞれ本発明の原子炉の運転方法の一
実施例による第１サイクル、第２サイクル、第３
サイクルの余剰反応度を示すグラフ、第３図は各
サイクルの終了後における新燃料装荷割合を示す
グラフである。
転方法による第１サイクル、第２サイクル、第３
サイクルの余剰反応度を示すグラフ、第２図ａ，
ｂ，ｃはそれぞれ本発明の原子炉の運転方法の一
実施例による第１サイクル、第２サイクル、第３
サイクルの余剰反応度を示すグラフ、第３図は各
サイクルの終了後における新燃料装荷割合を示す
グラフである。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 一定の運転サイクル毎に運転を停止して定期
点検を実行するとともに、初めて運転を開始する
際に炉心に初装荷燃料を装荷し、この後、逐次前
記初装荷燃料の一部を新燃料に燃料交換する原子
炉の運転方法において、 前記初装荷燃料の濃縮度を前記新燃料の濃縮度
と同じ値にするとともに、 前記初装荷燃料により運転を開始した後初めて
運転を停止して定期点検を実行する第１サイクル
の終了時には前記燃料交換を行なわず、 前記第１サイクルの次の運転サイクルである第
２サイクル終了後以降において前記燃料交換を行
なうことを特徴とする原子炉の運転方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58227182A JPS60119492A (ja) | 1983-12-01 | 1983-12-01 | 原子炉の運転方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58227182A JPS60119492A (ja) | 1983-12-01 | 1983-12-01 | 原子炉の運転方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60119492A JPS60119492A (ja) | 1985-06-26 |
| JPH0552476B2 true JPH0552476B2 (ja) | 1993-08-05 |
Family
ID=16856769
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58227182A Granted JPS60119492A (ja) | 1983-12-01 | 1983-12-01 | 原子炉の運転方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60119492A (ja) |
-
1983
- 1983-12-01 JP JP58227182A patent/JPS60119492A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS60119492A (ja) | 1985-06-26 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Hill et al. | Physics studies of higher actinide consumption in an LMR | |
| JPH0552476B2 (ja) | ||
| US3335061A (en) | Method of operating a breeder reactor | |
| JPS6013283A (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
| JP7278984B2 (ja) | 軽水炉の炉心及び燃料集合体の装荷方法 | |
| JPH02222867A (ja) | 原子炉の運転方法 | |
| Thomsen | Self-management, an approach to optimum care management of thermal reactors by means of ideal burn-up distributions | |
| JPS61128185A (ja) | 原子炉炉心 | |
| JPS61202191A (ja) | 核燃料貯蔵庫及び装荷方法 | |
| JPH0473560B2 (ja) | ||
| Hoogenboom et al. | Production and Validation of ORIGEN-S Libraries from JEF2. 2 and EAF3 Data | |
| Takeda et al. | Interpretation of transmutation rates of minor actinides in thermal and fast reactors | |
| JPH03214097A (ja) | 原子炉の運転方法 | |
| JPS63121789A (ja) | 原子炉初装荷炉心 | |
| JP2550381B2 (ja) | 原子炉の炉心 | |
| JPS5915888A (ja) | 沸騰水形原子炉の炉心 | |
| Fedosov | Optimal fuel utilization during decommissioning of nuclear power plants with RBMK reactors | |
| JPH04249794A (ja) | 原子炉初装荷炉心の運転方法 | |
| JPS5913982A (ja) | 原子炉の炉心構造 | |
| Solbrig | Plutonium sequestration with distributed nuclear islands | |
| Güngör | Thorium utilization in an unmodified pressurized water reactor | |
| JPH1039070A (ja) | 原子炉の炉心 | |
| JPH03279891A (ja) | 原子炉用燃料集合体の製造方法 | |
| Kaneko | Probabilistic method for evaluating reactivity margin of nuclear reactors | |
| JP2006234396A (ja) | 原子炉燃料の運用方法 |