JPH0580175A - 燃料装荷方法及び原子炉炉心 - Google Patents
燃料装荷方法及び原子炉炉心Info
- Publication number
- JPH0580175A JPH0580175A JP4060703A JP6070392A JPH0580175A JP H0580175 A JPH0580175 A JP H0580175A JP 4060703 A JP4060703 A JP 4060703A JP 6070392 A JP6070392 A JP 6070392A JP H0580175 A JPH0580175 A JP H0580175A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- core
- fuel
- central region
- loading method
- cycle
- 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.)
- Granted
Links
Classifications
-
- 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
-
- 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
-
- 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
- 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
料装荷方法において、使用済燃料集合体の燃焼度差を小
さくし、燃料経済性を向上する 【構成】炉心周辺領域11に装荷する燃料に対し、炉内
2サイクル滞在までは周辺領域2層間でシャッフリング
し、2サイクル滞在後に炉心最外層13から第4層目の
周辺領域に移動することにより、炉心境界付近の径方向
出力レベルの違いによる燃焼度差を小さくする。また、
その燃料を周辺領域に3サイクル滞在後、炉心中央領域
10のコントロールセル12に移動すると共に、中央領
域に3サイクル滞在した燃料を炉心最外層に移動させる
ことにより、中央領域と周辺領域の出力レベルの違いに
よる中央領域に滞在した燃料と周辺領域に滞在した燃料
との燃焼度差を小さくする。以上により、使用済燃料集
合体の燃焼度差が小さくなる。
Description
法に係り、特に高燃焼度燃料で構成した炉心に好適な燃
料装荷方法及びその燃料装荷方法で構成した原子炉炉心
に関する。
四角格子状に配列していくことで構成される。炉心内に
は、各々炉心滞在期間(炉内滞在サイクル数)の異なる
燃料集合体が混在しており、通常、原子炉の定期検査期
間に、炉心全体の約1/4〜1/3の燃料集合体(使用
済みの燃料集合体)を新しい燃料集合体と取替える。炉
心滞在サイクル数が異なれば、燃料集合体の燃焼度及び
無限増倍率が異なる。したがって、炉心を構成する、各
サイクル目燃料の配列が同じ条件でも、注目する炉心位
置に装荷した燃料集合体の滞在サイクル数が異なれば、
燃料集合体の無限増倍率も異なるので、前記燃料集合体
の出力分担割合も異なる。通常の炉心では、炉心運転上
の熱的な制約条件を満足しやすいように、十字型制御棒
の挿入位置に隣接した4体の燃料集合体で構成される炉
心単位セルを、相異なる炉内滞在サイクル数の燃料集合
体で構成する。
サイクル数の燃料集合体を装荷し、炉心最外周より内側
では、異なる炉内滞在サイクル数の燃料集合体を一様に
分散させて装荷するのが一般的である。このような均質
な炉心の炉心径方向出力分布は、炉心内側で平坦となる
が、炉心外側では体系の境界があるために大きく歪む。
したがって、炉心の外側に配置した燃料集合体がその位
置に留まっている場合、その燃料集合体は目標の取出燃
焼度に達しないまま、炉外に取り出されることになり、
燃料経済性が悪くなる。通常は、炉心外側に装荷した燃
料集合体を適切に炉内移動(燃料シャッフリング)する
ことで、炉外に取り出される全ての燃料集合体ができる
だけ目標の取出燃焼度に到達するようにする。燃料シャ
ッフリングは、原子炉の停止後、定期検査期間に行う。
歪みを考慮した従来の燃料装荷方法として特開昭56−
87891号公報がある。この従来技術は、炉心周辺領
域に装荷される燃料集合体に含まれた可燃性毒物が完全
に燃焼して毒性が残らず、余剰反応度の損失がないよう
にするために、炉心を炉心中央領域と炉心周辺領域に分
け、炉心周辺領域の炉心最外層から第3層目に新燃料集
合体を装荷している。この第3層目に装荷された燃料集
合体は1運転サイクル滞在後、炉心の出力分布を平坦化
することを目的として外側層から第2層目に移動され
る。
術では一般に、異なる炉内滞在サイクル数の燃料集合体
を一様に分散させて装荷し、燃料シャッフリングをする
ことで炉外に取り出される燃料集合体をできるだけ目標
の取出燃焼度に到達するようにしている。しかし、今
後、燃料集合体の高燃焼度化が進み、燃焼サイクル増分
燃焼度が進んでいくと、炉内滞在サイクル数が同じで
も、炉心の内側に装荷された燃料集合体と外側に装荷さ
れた燃料集合体では燃焼度の差が従来に比べ大きくな
る。すなわち、使用済みとなって取り出した燃料集合体
の燃焼度差(燃焼度のバラツキ)が拡大する。
載の炉心では、可燃性毒物の影響による余剰反応度の損
失の低減と炉心の出力分布の平坦化を目的として新燃料
集合体及び1サイクル滞在後の燃料集合体をそれぞれ最
外層から第3層、第2層目に装荷しているが、炉心内側
に装荷された燃料集合体と外側に装荷された燃料集合体
との燃焼度差を小さくすることについては何ら配慮がさ
れていない。すなわち、この従来技術では、炉心周辺領
域で2サイクル滞在した後の燃料集合体は炉心最外層と
最外層から第4層目の両方に移動し、混在して装荷され
る。このため、炉心周辺領域に装荷された燃料集合体と
炉心中央領域に装荷された燃料集合体との間には無視で
きない取出燃焼度差が生じる。すなわち、炉心から使用
済燃料集合体として取出された燃料集合体の取出燃焼度
の差が大きくなる。
の差が大きいと、取出燃焼度の大きな使用済燃料集合体
に比べて取出燃焼度の小さな使用済燃料集合体は核分裂
性物質を有効に活用しているとはいえない。このため、
燃料経済性が悪くなるという問題がある。
燃焼度差を小さくし、燃料経済性を向上できる原子炉炉
心の燃料装荷方法及び原子炉炉心を提供することであ
る。
め、本発明によれば、炉心周辺領域に少なくとも2サイ
クル滞在した燃料集合体を前記炉心周辺領域から取出
し、この燃料集合体を前記炉心周辺領域によって取囲ま
れた炉心中央領域に装荷することを特徴とする燃料装荷
方法が提供される。具体的には、少なくとも連続する2
サイクルの間、装荷位置が変わらない複数の第1の燃料
集合体を含む炉心中央領域と、少なくとも連続する2サ
イクルの各サイクル毎に装荷位置が変わる複数の第2の
燃料集合体を含む炉心周辺領域とを有する原子炉炉心の
燃料装荷方法において、(a)少なくとも連続する2サ
イクルの間、前記炉心周辺領域に滞在したあ前記第2の
燃料集合体を取出す第1のステップと;(b)その後、
取出した前記第2の燃料集合体を前記炉心中央領域に移
動させる第2のステップと;を備えることを特徴とする
燃料装荷方法が提供される。
前記炉心周辺領域内における隣接する2層内の第1の領
域に1サイクル滞在した前記第2の燃料集合体を、その
2層内の第2の領域に移動させる。この場合、好ましく
は、前記隣接する2層に2サイクル滞在した前記第2の
燃料集合体を、前記炉心周辺領域内にあるその2層に隣
接した内側の層に移動させる。
くは、前記炉心周辺領域内における隣接する2層の一方
で1サイクル滞在した前記第2の燃料集合体を、その2
層の他方に移動させる。この場合、好ましくは、前記一
方の層は外側層とし、他方の層は内側層とする。
いて、前記第2の領域に1サイクル滞在した前記第2の
燃料集合体を、前記2層内の第3の領域に移動させる。
この場合、好ましくは、前記第1及び第3の領域を前記
2層の内側層とし、前記第2の領域を前記2層の外側層
とする。
ールセルを形成した炉心では、好ましくは、前記第2の
燃料集合体を前記コントロールセルに移動させる。この
場合、上記燃料装荷方法は、更に、前記炉心中央領域に
3サイクル滞在した前記第1の燃料集合体を炉心最外層
に移動させるステップを有することが好ましい。
心中央領域に3サイクル滞在した前記第1の燃料集合体
を炉心最外層及び炉心最外層に隣接した内側層に移動さ
せるステップを備えることが好ましい。
2のステップは、好ましくは、前記第2の燃料集合体を
前記炉心中央領域に分散装荷させる。
ールセルを形成した炉心では、上記燃料装荷方法は、更
に、前記炉心中央領域に3サイクル滞在した前記第1の
燃料集合体の一部を前記コントロールセルに移動し、残
りを炉心最外層に移動させるステップを有することが好
ましい。
ールセルを形成した炉心では、上記燃料装荷方法は、更
に、前記炉心中央領域に3サイクル滞在した前記第1の
燃料集合体の一部を前記コントロールセルに移動し、残
りを炉心最外層に移動させるステップと、前記第2のス
テップで前記炉心中央領域に分散装荷されてこの領域で
1サイクル滞在した前記第2の燃料集合体を、前記炉心
周辺領域内において隣接する2層に隣接する外側層に移
動させるステップとを有することが好ましい。
よれば、少なくとも連続する2サイクルの間、装荷位置
が変わらない複数の第1の燃料集合体を含む炉心中央領
域と、少なくとも連続する2サイクルの各サイクル毎に
装荷位置が変わる複数の第2の燃料集合体を含む炉心周
辺領域とを有する原子炉炉心の燃料装荷方法において、
平均取出燃焼度に対する最大取出燃焼度の比が1.08
以下となるように前記第2の燃料集合体を前記炉心周辺
領域から炉心中央領域に移動させることを特徴とする燃
料装荷方法が提供される。
よれば、複数のコントロールセルを含む炉心中央領域
と、前記炉心中央領域を取囲み、少なくとも連続する2
サイクルで装荷位置が変わる複数の燃料集合体を含む炉
心周辺領域とを備えることを特徴とする原子炉炉心が提
供される。
出力分布形状(径方向出力レベルの変化)はその体系境
界付近で大きく歪む。この炉心径方向出力分布形状、及
び運転を経験した各サイクル数による燃料集合体の無限
増倍率の相違から、炉心周辺領域に装荷された燃料集合
体は、そのまま同じ位置に滞在すると、 (a)炉心境界付近(炉心周辺領域)の径方向出力レベ
ルの違いによる燃焼度差; (b)炉心中央領域と炉心周辺領域の出力レベルの違い
による炉心中央領域に滞在した燃料集合体と炉心周辺領
域に滞在した燃料集合体との燃焼度差;が生じ、炉心か
ら取り出された燃料集合体に大きな燃焼度差が生じる。
本発明はこの知見に基づき、上記(a)及び(b)の燃
焼度差を小さくして、使用済燃料の取出燃焼度差を小さ
くするものである。
度差を小さくするために、以下の基本手順を用いる。
体相互間の上記(a)による燃焼度差を小さくするた
め、少なくとも2サイクル(好ましくは、炉心に装荷さ
れた後の1,2サイクル目)の間、炉心周辺領域に装荷
された燃料集合体をその炉心周辺領域に滞在させる。
ため、炉心中央領域に比べて径方向出力レベルが低い炉
心周辺領域に滞在した燃料集合体を、径方向出力レベル
が高い炉心中央領域に移動、滞在させる。
周辺領域での上記径方向出力分布形状に着目し、好まし
くは、径方向出力レベルの差が大きく生じないように炉
心中心からの径方向距離がほぼ等しい位置に滞在させ
る。また、この基本手順では、炉心周辺領域に装荷され
た燃料集合体を少なくとも2サイクルの間、炉心周辺領
域に滞在させる(好ましくは装荷位置を変えて)ことが
重要であり、炉心周辺領域に1サイクル滞在しただけで
炉心中央領域に移動したのでは、炉心の余剰反応度を抑
制するために添加された、中性子吸収材であるガドリニ
ア(Gd2 O3 )が燃焼し、炉心装荷後の1,2サイク
ル目の運転を経験する燃料集合体の無限増倍率の変化が
大きいので、使用済燃料集合体の取出燃焼度差を小さく
することが困難である。
トロールセルの平均無限増倍率は炉心中央領域の中では
低いが、コントロールセルでの径方向出力レベルは、炉
心中央領域に移動するまでに炉心周辺領域で経験したサ
イクル数が3サイクルであり、炉心中央領域で4サイク
ル目の運転を経験する燃料集合体が装荷されるレベルと
しては高い。したがって、燃料集合体の炉心中央領域へ
の移動位置としては、運転を経験したサイクル数に応じ
てコントロールセル以外の位置またはコントロールセル
が選択される。
て、炉心中央領域に装荷した燃料集合体の側から上記
(b)の燃焼度差を小さくするために、下記の追加手順
を選択的に用いる。 (C)径方向出力レベルが高い炉心中央領域に滞在した
燃料集合体を径方向出力レベルが最も低い炉心最外層ま
たは炉心最外層とそれより1層内側の層に移動する。 (D)径方向出力レベルが高い炉心中央領域に滞在した
燃料集合体を径方向出力レベルが低いコントロールセル
に移動する。
る。以下、本発明の作用を順に説明する。本発明におい
て、炉心周辺領域に装荷した第2の燃料集合体を少なく
とも連続する2サイクルの間、その炉心周辺領域に滞在
させることは、上記(A)の基本手順に対応し、これに
より炉心境界付近(炉心周辺領域)の径方向出力レベル
の違いによる燃焼度差、すなわち上記(a)の燃焼度差
を小さくする。また、炉心周辺領域に滞在後、第2の燃
料集合体を炉心中央領域に移動させる第2のステップ
は、上記(B)の基本手順に対応し、これにより炉心の
炉心中央領域と炉心周辺領域の出力レベルの違いによる
炉心中央領域に滞在した燃料集合体と炉心周辺領域に滞
在した燃料集合体との燃焼度差、すなわち上記(b)の
燃焼度差を小さくする。以上により、本発明によれば、
使用済として炉心から取出される燃料集合体の燃焼度差
を小さくすることができる。
出燃焼度に対する最大取出燃焼度の比で評価すると、本
発明によれば当該比を1.08以下とすることができ
た。比較のため、特開昭56−87891号公報に記載
の燃料装荷方法での当該比は1.10程度である。これ
は、当該従来技術では、可燃性毒物の影響による余剰反
応度の損失の低減と炉心の出力分布の平坦化を目的とし
て新燃料集合体及び1サイクル滞在後の燃料集合体をそ
れぞれ炉心周辺領域の最外層から第3層、第2層目に装
荷し、その後その燃料集合体を同じ炉心周辺領域の炉心
最外層と最外層から第4層目の両方に移動しており、し
たがって、上記(B)に対応する手順がなく、上記
(b)の燃焼度差の低減が図られていないためである。
このように本発明によれば、使用済燃料集合体の取出燃
焼度差を小さくし、燃料経済性を向上できる。
層内の第1の領域に、1サイクル滞在した第2の燃料集
合体を、その2層内の第2の領域に移動させることによ
り、第2の燃料集合体は炉心中心から径方向距離がほぼ
等しい位置に装荷されるので、1,2サイクル目に炉心
周辺領域に装荷された燃料集合体相互間での燃焼度差が
小さくなる。
クル滞在した第2の燃料集合体を、炉心周辺領域にあ
る、その2層に隣接した内側の層に移動させることによ
り、炉心周辺領域に装荷された燃料集合体相互間での燃
焼度差はさらに小さくなる。これは、隣接する2層に隣
接した内側の層は炉心炉心中央領域に近く、比較的出力
レベルが高いからであり、2極化しない程度に燃焼度の
差が小さい燃料集合体を、径方向出力レベルの比較的高
い領域に移動して1サイクル滞在させることにより、そ
の1サイクル期間の燃焼で燃料集合体相互間の燃焼度差
が減少し、燃取出焼度差が更に小さくなる。
層の一方で1サイクル滞在した第2の燃料集合体を、そ
の2層の他方に移動させることにより、各層での径方向
出力レベルはほぼ同じと見做せるので、炉心周辺領域に
装荷された燃料集合体相互間での燃焼度差は自ずと小さ
くなる。
集合体を、炉心中央領域のコントロールセルに移動させ
ることにより、コントロールセルでの径方向出力レベル
はここに移動されるサイクル数の燃料集合体のレベルと
しては高いので、上記(b)の燃焼度差が小さくなる。
た第1の燃料集合体を炉心最外層に移動させる第3のス
テップは、上記(C)の追加手順に対応し、これにより
使用済燃料集合体の取出燃焼度差がさらに小さくなる。
第1の燃料集合体を、炉心中央領域に3サイクル滞在後
に炉心最外層及び炉心最外層から2層目に移動させる場
合も、同様である。
集合体を、炉心中央領域に分散装荷させることにより、
炉心中央領域での径方向出力レベルは高いので、上記
(b)の燃焼度差が小さくなる。
た第1の燃料集合体の一部をコントロールセルに移動
し、残りを炉心最外層に移動させる第5のステップは、
上記(C)及び(D)の追加手順に対応し、これにより
使用済燃料集合体の取出燃焼度差がさらに小さくなる。
心中央領域に1サイクル滞在した第2の燃料集合体を、
前記隣接する2層に隣接する外側層に移動させることに
より、上記(b)の燃焼度差を更に小さくして、使用済
燃料集合体の取出燃焼度差がさらに小さくなる。
第1の燃料集合体をコントロールセルに移動させる第8
のステップは、上記(D)の追加手順に対応し、これに
より使用済燃料集合体の取出燃焼度差がさらに小さくな
る。
の炉心中央領域で1サイクル滞在した第2の燃料集合体
を、炉心最外層に移動させることにより、上記(b)の
燃焼度差を更に小さくして、取出される使用済燃料集合
体の燃焼度差がさらに小さくなる。
する。図1は、沸騰水型原子炉に適用された本実施例の
燃料装荷方法により構成された原子炉炉心のある運転サ
イクル中における燃料装荷パターンを示している。1つ
の運転サイクルは、燃料交換終了後の原子炉起動から次
の燃料交換を行うための原子炉運転停止までの期間をい
う。図中の四角の一升は1体の燃料集合体(以下単に
「燃料」という)を示し、図1において各升内の数字は
炉内滞在サイクル数を示す。すなわち、数字1は炉内滞
在1サイクル目の燃料集合体(以下「1サイクル目燃
料」という)、数字2は炉内滞在2サイクル目の燃料集
合体(以下「2サイクル目燃料」という)、数字3は炉
内滞在3サイクル目の燃料集合体(以下「3サイクル目
燃料」という)、数字4は炉内滞在4サイクル目の燃料
集合体(以下「4サイクル目燃料」という)をそれぞれ
示す。なお、1サイクルの運転が終了したとき、1サイ
クル目燃料は1サイクルの運転を経験した燃料集合体
(以下、1サイクル滞在燃料という)、2サイクル目燃
料は2サイクルの運転を経験した燃料集合体(以下、2
サイクル滞在燃料という)、3サイクル目燃料は3サイ
クルの運転を経験した燃料集合体(以下、3サイクル滞
在燃料という)、4サイクル目燃料は4サイクルの運転
を経験した燃料集合体(以下、4サイクル滞在燃料とい
う)となる。本実施例では、4サイクル滞在燃料が使用
済燃料集合体として原子炉外に取出される。1サイクル
滞在燃料、2サイクル滞在燃料及び3サイクル滞在燃料
は、次の運転サイクルで、それぞれ2サイクル目、3サ
イクル目及び4サイクル目の各燃料になる。また、四角
の各升内の数字のうち、○で囲まれていない数字は新燃
料集合体時に炉心中央領域(後述)に装荷された燃料集
合体の炉内滞在サイクル数を示し、○で囲まれた数字は
新燃料集合体(燃焼度0GWd/t)時に炉心周辺領域
(後述)に装荷された燃料集合体の炉内滞在サイクル数
を示す。炉心中央領域の四角の太線はコントロールセル
の境界を示す。
心に適用したものである。沸騰水型原子炉では、図1に
示すように多数の燃料集合体を配置して炉心を構成して
いる。この炉心は、横断面十字形の制御棒の挿入位置の
周囲に互いに隣接して位置する4体の燃料集合体を含む
複数のセルを有する。これらのセルは、第1及び第2セ
ルを含む。第2セルは第1セルよりも平均無限増倍率が
小さく、これをコントロールセルとよぶ。図1ではコン
トロールセルが符号12で示されている。
たものであり、連続した3サイクルの間、燃料集合体の
装荷位置が変わらない炉心中央領域10と、連続した3
サイクルの各サイクル毎に燃料集合体の装荷位置が変わ
る炉心周辺領域炉11とを含む。炉心中央領域10のコ
ントロールセル12以外の部分には図1に示すように1
〜3サイクル目燃料が各100体一様に分散装荷されて
いる。また、炉心中央領域10には、実質的に25個の
コントロールセル12が形成されている。これらのコン
トロールセル12は、炉心中央領域内に5行5列で配置
される。コントロールセル12は、炉心周辺領域に形成
されない。コントロールセル12内の燃料棒は制御棒引
抜き操作に基づく出力上昇度合が小さいので、コントロ
ールセル12には、原子炉の出力運転時に原子炉出力を
制御する制御棒が挿入される。平均無限増倍率がコント
ロールセル12よりも大きい第1セルには、原子炉停止
時に制御棒が全挿入される(原子炉の出力運転時に制御
棒が全引抜き)。原子炉停止時には、コントロールセル
12にも制御棒が全挿入される。5行5列のコントロー
ルセル12の配列の4つのコーナーに位置する4つのコ
ントロールセル12を除いた他のコントロールセル12
には、それぞれ炉心周辺領域11から移動した4体の4
サイクル目燃料が装荷され、4つのコーナーにある4つ
のコントロールセル12にはそれぞれ炉心周辺領域11
から移動した3体の4サイクル目燃料と炉心中央領域1
0から移動した1体の3サイクル目燃料が装荷されてい
る。
は、1〜3サイクル目燃料が各92体装荷されている。
すなわち、炉心最外層13から第4層目には92体の3
サイクル目燃料が炉心中央領域10を取囲むように装荷
されている。炉心最外層13から2層目と3層目には各
92体の1サイクル目燃料(新燃料)及び2サイクル目
燃料が交互に半分つづ、炉心中央領域10を取囲むよう
に装荷されている。炉心最外層13には、炉心中央領域
10から移動した92体の4サイクル目燃料が装荷され
ている。炉心周辺領域11に装荷された各1〜4サイク
ル目燃料は炉心径方向距離がほぼ同じ位置にある。
に行われる本実施例による燃料装荷方法を図2を用いて
説明する。そのサイクルでの運転終了後では、図1に示
された1〜4のサイクル目の核燃料集合体は、それぞ
れ、1サイクル滞在燃料、2サイクル滞在燃料、3サイ
クル滞在燃料及び4サイクル滞在燃料となる。まず、4
サイクル滞在燃料が原子炉外に取出される。また、図1
の3サイクル滞在燃料は次のようにシャッフリングされ
る。 (1)炉心周辺領域11の3サイクル滞在燃料は炉心中
央領域10に形成したコントロールセル12へ移動する
(図2(a)参照)。 (2)炉心中央領域10の3サイクル滞在燃料は炉心最
外層13へ移動する(図2(b)参照)。 これらの3サイクル滞在燃料は、4サイクル滞在燃料が
あった位置に移動され、次の運転サイクルでの4サイク
ル目燃料となる。また、炉心周辺領域11の1サイクル
及び2サイクル滞在燃料は次のようにシャッフリングさ
れる。 (3)炉心周辺領域11の2サイクル滞在燃料は炉心周
辺領域11内で3サイクル滞在燃料のあった位置に移動
する(図2(c)参照)。 (4)炉心周辺領域11の1サイクル滞在燃料は炉心周
辺領域11内で2サイクル滞在燃料のあった位置に移動
する(図2(d)参照)。
あった位置及び炉心周辺領域11の1サイクル滞在燃料
があった位置には1サイクル目燃料となる新燃料集合体
が装荷される。炉心中央領域10の1サイクル滞在燃料
及び2サイクル滞在燃料は同じ装荷位置に止どまる。す
なわち、炉心中央領域10に装荷された新燃料集合体
は、連続した3サイクルの間、同じ位置にある。これに
対して、炉心周辺領域11に装荷された新燃料集合体
は、連続した3サイクルの間で装荷位置が変わる。
なうことにより、次の運転サイクルに対する図1に示す
燃料装荷パターンが得られる。上記の燃料シャッフリン
グで得られる図1の炉心は、複数の第1セル及び複数の
コントロールセル12を有する炉心中央領域10、この
炉心中央領域を取囲み、第1セルを含んでコントロール
セル12を含まない炉心周辺領域11を備える。
本実施例の燃料装荷方法によって使用済燃料集合体の取
出燃焼度差を小さくする原理を説明する。本実施例は新
しい知見、すなわち前述の(a)及び(b)に示した各
燃焼度差を小さくし、使用済燃料集合体の取出燃焼度差
を小さくするものである。
するために、本実施例は前述した(A及び(B)に示す
基本手順を用いる。すなわち、炉心周辺領域11に少な
くとも2サイクル滞在した燃料集合体を、炉心中央領域
10に移動する。
て、炉心中央領域に装荷した燃料の側から上記(b)の
燃焼度差を更に小さくするため、前述の(C)及び
(D)の追加手順を用いる。ここで、本実施例に用いた
上記(A)の基本手順では、炉心周辺領域での前述の径
方向出力分布形状に着目し、径方向出力レベルの差が大
きく生じないように炉心中心からの径方向距離がほぼ等
しい位置に滞在させる。また、この基本手順では、炉心
周辺領域に装荷された燃料集合体を本実施例のように少
なくとも2サイクルの間、炉心周辺領域に滞在させるこ
とが望ましく、炉心周辺領域に1サイクル滞在しただけ
で炉心中央領域に移動したのでは、使用済燃料集合体の
取出燃焼度差を小さくすることはできない。この理由を
図4及び図5により説明する。
%で計算した燃料集合体の無限増倍率の燃焼変化を示
す。通常、燃料集合体は、炉心の余剰反応度を抑制する
ため、中性子吸収材であるガドリニア(Gd2 O3 )を
含んでいる。このため、新燃料集合体、すなわち、1サ
イクル目燃料は燃焼が進むに従い、ガドリニアが減少す
るので、無限増倍率は増加する。その後、ガドリニアが
燃えつきると、核分裂性物質の減損に伴い、無限増倍率
は減少する。すなわち、2サイクル目燃料までの無限増
倍率は相対的に大きく、1,2サイクル目燃料の無限増
倍率の変化は大きく異なる。
内の1サイクル滞在燃料を炉心中央領域に移動し、炉心
中央領域内の1サイクル滞在燃料を炉心周辺領域に移動
する、という燃料装荷方法を想定する。この方法では燃
料集合体の燃焼の進み具合に大きな差が生じる。これ
は、1,2サイクル目燃料の無限増倍率が大きく、これ
らの燃料集合体の無限増倍率の変化が大きく異なるの
で、炉心径方向装荷位置により中性子インポータンスが
大きく異なるためである。
トロールセル12は炉心中央領域の中では出力レベルが
低い領域である。しかし、炉心周辺領域11に位置して
無限増倍率が低くなった3サイクル滞在燃料を炉心中央
領域10のコントロールセル12内に移動する場合は、
その3サイクル滞在燃料を炉心周辺領域11内の他の位
置に移動する場合に比べて核分裂性物質を有効に活用で
きる。これは、使用済燃料集合体の取出燃焼度の差を小
さくすることに大きく貢献する。このため、炉心周辺領
域に配置された燃料集合体は、その寿命期間中の最後の
サイクルにおける装荷位置として、炉心中央領域10の
コントロールセル12が選択される。
である。以下、本実施例の作用を図3、及び図6〜図9
により説明する。まず、図3において、コントロールセ
ル12を含む炉心中央領域10の相対出力は約1.2で
あり、炉心最外層13の相対出力は約0.4であるか
ら、燃料シャッフリングをせずに、燃料集合体を炉心中
央領域10に3サイクル間滞在させた後、燃料集合体を
炉心最外層にシャッフリングすると、燃料集合体の燃焼
度は4.0(サイクル増分燃焼度を1.0とする)前後
に到達する。一方、炉心周辺領域11の相対出力は、炉
心最外層13から第2層目、第3層目、第4層目で各々
約0.9、1.1、1.2であり、炉心中央領域10の
コントロールセル12の相対出力は約0.9であるか
ら、炉心周辺領域11の最外層から第2層目に最初に装
荷された燃料集合体は、1運転サイクル毎に第3層目、
第4層目へと順にシャッフリングし、3サイクル滞在後
にコントロールセル12へシャッフリングすると、燃料
集合体の燃焼度は、4.0前後に到達する。最外層から
第3層目に最初に装荷した燃料集合体も、同様に燃焼度
が4.0前後に到達する。したがって、炉心最外層13
から原子炉外に取出された燃料集合体と、コントロール
セル12から原子炉外に取出された燃料集合体の燃焼度
は、ほぼ一致させることができる。
の第2層目に最初に装荷された燃料集合体を、1運転サ
イクル毎に炉心周辺領域11内で第3層目、第4層目へ
と順にシャッフリングする手順は、上記(A)の基本手
順に対応し、これにより炉心境界付近(炉心周辺領域)
の径方向出力レベルの違いにより生じる燃焼度差、すな
わち上記(a)の燃焼度差が小さくなる。また、炉心周
辺領域11に装荷した燃料集合体をそこで3サイクル滞
在後にコントロールセル12へシャッフリングする手順
は、上記(B)の基本手順に対応する。これにより炉心
中央領域10と炉心周辺領域11の出力レベルの違いに
より生じる、炉心中央領域に滞在した燃料集合体と炉心
周辺領域に滞在した燃料集合体との燃焼度差、すなわち
上記(b)の燃焼度差が小さくなる。更に、燃料集合体
を炉心中央領域に3サイクル間滞在させた後、炉心最外
層にシャッフリングする手順は上記(C)の追加手順に
対応し、これにより(b)の燃焼度差がさらに小さくな
る。
の図から分かるように、炉心最外層13から取り出した
燃料集合体と、コントロールセル12から取出した燃料
集合体の燃焼度は、いずれもほぼ4.0に到達してい
る。また、コントロールセル12から取出した燃料集合
体の燃焼度は、最外層と最外層から第4層目の間にある
ときの燃焼度の増加が最も大きく、炉心周辺領域に装荷
された全ての燃料集合体をこの第4層目に移動させるこ
とにより、燃焼度を大幅に高めている。
燃料集合体の燃焼度差の変化を説明する。炉心炉心周辺
領域に装荷された燃料集合体は、炉外に取出されるまで
に次の3ステップの燃料シャッフリングを行なう。
(d)参照) (2)2サイクル滞在燃料の移動(図2(c)参照) (3)3サイクル滞在燃料の移動(図2(a)参照) 上記(1)〜(3)の燃料シャッフリングをそれぞれ行
ない、その後1サイクル運転を経た後での2サイクル滞
在燃料、3サイクル滞在燃料、4サイクル滞在燃料の燃
焼度ヒストグラムを図7〜図9に示す。これらの図にお
いて、取出燃料とは寿命が来た使用済燃料集合体を意味
する。図中、白い部分が炉心周辺領域11に装荷した燃
料集合体の燃焼度ヒストグラムを示し、斜線の部分が炉
心中央領域10に装荷した燃料集合体の燃焼度ヒストグ
ラムを示す。ここで、燃料集合体の燃焼度差(バラツ
キ)を、 ヒストグラムの最大値(%)/ヒストグラムの拡がり
(%) で計算すると、以下の結果が得られる。
バラツキが小さいことを意味する。計算の結果から、運
転サイクルが進むに連れて、炉心周辺領域11に装荷し
た燃料集合体の燃焼度のバラツキは小さくなっているこ
とが分かる。
び2サイクル目燃料を炉心周辺領域11の2層間に半分
づつ混在させているため、2サイクル滞在後の状態では
上記(a)のように燃焼度にバラツキが生じる。しか
し、そのバラツキは2極化しない程度であり、その後、
その燃料集合体を比較的出力レベルの高い、最外層から
第4層目に移動させ、ここで1サイクル燃焼させること
により、その燃焼度のバラツキが大きく低減する。すな
わち、燃料集合体を出力レベルの高い位置に移動して
も、そのときに燃焼度のバラツキが大きすぎたのでは、
燃焼度バラツキの低減効果が得られない。本実施例で
は、2サイクル滞在までは燃料集合体の混在範囲が炉心
周辺領域内の隣接する2層間に止どまり、2サイクル燃
焼までの間に燃焼度のバラツキが大きくならない。この
ように燃焼度のバラツキの増大を小さくした上で燃料集
合体を上記第4層目に配置することにより、燃焼度差を
小さくすることが可能となる。
料集合体の取出燃焼度差を小さくすることができる。
取出燃焼度差の低減効果を具体的に数値で説明する。使
用済燃料集合体の燃焼度差を平均取出燃焼度に対する最
大取出燃焼度の比(燃焼度ピーキング)で評価すると、
本実施例の燃焼度ピーキングは、図9から分かるように
1.06まで低減する。
に、炉心最外層に最大炉内滞在サイクル数の燃料集合体
を装荷し、炉心最外層の内側にその滞在サイクル数より
も少ない各炉内滞在サイクル数の燃料集合体を一様に分
散させて装荷する。そして、図中、丸数字以外の数字の
燃料集合体は3サイクルの間動かずに炉心内に滞在した
後、原子炉外に取出される。炉心周辺領域11に装荷し
た丸数字3の3サイクル滞在燃料を最外層に移動させ
る。図10に示す炉心の炉心径方向出力分布は、炉心外
側では体系の境界があるために大きく歪むので、炉心周
辺領域の燃料集合体をさらに最外層で燃焼させること
で、各燃料集合体の取出燃焼度の均一化を図っている。
焼度ヒストグラムを図11に、本実施例との比較で示
す。この図から分かるように、従来技術では燃焼度ピー
キングが1.10となり、本実施例の1.06より大き
い。
載の従来技術では、図12に示すように、可燃性毒物の
影響による余剰反応度の損失の低減と炉心の出力分布の
平坦化を目的として新燃料集合体及び1サイクル滞在後
の燃料集合体をそれぞれ炉心周辺領域の最外層から第3
層、第2層目に装荷した後、それらの燃料集合体を同じ
炉心周辺領域の炉心最外層と最外層から第4層目の両方
に移動している。燃料集合体の取替体数は92体で、
4.0バッチ炉心である。炉心周辺領域から炉心中央領
域への燃料集合体の移動はない。
従来技術における使用済燃料集合体の燃焼度ヒストグラ
ムを図13に示す。この図から分かるように、従来技術
では燃焼度ピーキングがやはり1.10であり、本実施
例の1.06より大きい。
料集合体の燃焼度差が小さくなるので、目標燃焼度に到
達しないで原子炉外に取出される燃料集合体の体数が少
なくなり、燃料経済性が向上する。また、各シャッフリ
ングによる燃料集合体の移動は、移動先を事前に決めら
れるので機械的に行なえ、複雑な燃料シャッフリング作
業も回避しやすい。
第2層、第3層及び第4層の各々の炉心位置には常に同
程度の燃焼履歴を持つ燃料集合体をシャッフリングさせ
て配置するので、炉心径方向燃焼度分布の運転サイクル
依存性は小さく、炉心運転管理が容易となる。
層、第3層目の炉心炉心周辺領域に、燃焼度の小さい燃
料集合体を装荷するので、炉心炉心周辺領域の径方向出
力を図8に示した従来技術よりも2%程度小さくでき
る。その結果、炉心炉心中央領域の平均燃焼度がその従
来炉心より1%程度小さくなり、中性子インポータンス
を利用することで、炉心の反応度が約0.1%Δk向上
する。また、炉心炉心中央領域に生じる径方向出力ピー
キングも前記従来炉心に比べ、約2%低減でき、熱的余
裕が増加する。
第1セル及びコントロールセル12が含まれ、炉心周辺
領域11には第1セルが含まれるが、コントロールセル
は含まれない。炉心周辺領域11は、燃料集合体の装荷
位置が連続する少なくとも2サイクルで異なる領域であ
る。
を配置した場合、炉心半径方向において炉心周辺領域1
1、特にコントロールセル12付近の出力が低くなる。
このため、炉心周辺領域に配置された各燃料集合体(特
にコントロールセル12付近に配置された燃料集合体)
の燃焼が阻害され、炉心中央領域10のコントロールセ
ル12内に移動するときには、本実施例の場合に比べて
核分裂性物質が多く残っている。このため、コントロー
ルセル12の平均無限増倍率が本実施例よりも増大し、
制御棒引抜き操作に伴うコントロールセル12内の燃料
棒の出力上昇度合が増大する。本実施例では、このよう
な問題が生じない。
合体の2サイクル目の装荷位置をその領域内で変え、炉
心周辺領域内の炉心中央領域付近での出力を高めている
ので、炉心周辺領域11から炉心中央領域10の各コン
トロールセル12内に装荷した3サイクル滞在燃料の燃
焼を有効に行うことができる。これは、使用済燃料集合
体の燃焼度差の低減に寄与する。
例は、コントロールセルの数と共に、一様分散装荷で構
成される炉心中央領域を取り囲む炉心周辺領域が小さく
なったものである。図14のコントロールセル12Cの
配置は、特公昭62−44632号公報の第1図に示す
炉心構成での技術思想を適用したものである。図14の
ように9個のコントロールセル12Cを配置することに
よって、特公昭62−44632号公報に示すように、
9本の少ない制御棒で原子炉運転中の出力制御を行うこ
とができるので、制御棒操作が著しく単純化され、制御
棒全引抜きの状態でも炉心半径方向での出力分布の平坦
化が図れる。
例と同様4.0であり、連続する2サイクルの間、燃料
集合体の装荷位置が変わらない炉心中央領域10Cと、
連続した3サイクルの各サイクル毎に燃料集合体の装荷
位置が変わる炉心周辺領域炉11Cとで構成されてい
る。
するコントロールセル12Cの数が少なく、炉心中央領
域10Cから炉心周辺領域11Cへ移動する3サイクル
滞在燃料が多いため、炉心周辺領域11Cは炉心最外層
から第2層の一部と第3層から構成されている。また、
炉心周辺領域11Cと炉心中央領域10Cとの境界部に
ある燃料集合体の出力ピーキングを考慮し、炉心中央領
域10Cと隣接する炉心周辺領域11Cには、新燃料集
合体または3サイクル目燃料を配置する。そして、炉心
周辺領域11Cの新燃料集合体と隣接する炉心中央領域
10Cには、2サイクル以上滞在した燃料集合体、すな
わち本実施例では、3サイクル目燃料を配置している。
このため、炉心中央領域10Cに分散装荷された燃料集
合体は、2サイクルの間同じ位置に滞在した後、3サイ
クル目で図14の3サイクル目燃料の滞在位置に移動さ
れる。この移動により空いた位置には新燃料集合体が装
荷される。移動後の燃料集合体は1サイクル滞在後、炉
心最外層13Cとそれから第1層の一部に移動、装荷さ
れる。
層目で1,3サイクル目の運転を経験し、最外層から第
2層目で2サイクル目の運転を経験することとなり、炉
心周辺領域に属するどの燃料集合体も、ほぼ同じ炉心径
方向距離で各運転サイクルを経験する。
手順(A)及び(B)と追加手順(C)を実施してい
る。すなわち、炉心中央領域にあるコントロールセル1
2Cの数が第1の実施例と異なった場合でも、本実施例
を適用し、使用済燃料集合体の燃焼度差を小さくでき
る。本実施例での最大取出燃焼度と平均取出燃焼度の
比、すなわち燃焼度ピーキングは、第1の実施例と同程
度の1.06である。また、本実施例は第1の実施例の
効果も生じる。更に、本実施例は、第1の実施例に比べ
て炉心中央領域10Cが広いので、シャッフリングによ
り移動する燃料集合体の数が少なくなる。
2Cが炉心周辺領域11Cと第1セルを介在して対向し
ているので、炉心外周領域11Cからコントロールセル
12C内に移動された3サイクル滞在燃料に含まれる核
分裂性物質を有効に活用できる。
る。本実施例は、炉心周辺領域11Aに装荷した燃料集
合体を、2サイクル滞在後に炉心中央領域10Aに一様
にシャッフリングするものである。炉心のバッチ数は
4.2である。本実施例の燃料シャッフリングを図16
及び図17により説明する。まず、3サイクル滞在燃料
は次のようにシャッフリングする。 (1)炉心中央領域10Aに装荷された燃料集合体のう
ち周辺部の燃料集合体は、そこに3サイクル滞在したあ
後に炉心中央領域10Aのコントロールセル12Aへと
移動される(図16(a)参照)。 (2)炉心中央領域10Aに装荷された燃料集合体のう
ち中心部の燃料集合体は、そこで3サイクル滞在した後
に炉心最外層13Aへ移動される(図16(b)参
照)。 (3)また、炉心中央領域10Aに炉心周辺領域11A
より移動してきた3サイクル滞在燃料は、炉心中央領域
10Aに1サイクル滞在した後、炉心最外層13Aから
第2層目に移動される(図17(a)参照)。
及び2サイクル滞在燃料は次のようにシャッフリングさ
れる。 (4)炉心周辺領域11Aにある2サイクル滞在燃料は
炉心中央領域10Aに移動され、そこに分散させて装荷
される(図17(b)参照)。 (5)1サイクル滞在燃料は2サイクル滞在燃料のあっ
た位置、すなわち炉心最外から第4層目に移動される
(図17(c)参照)。
在燃料は同じ炉心最外層へ移動される(図16(c)参
照)。コントロールセル12A内の4サイクル滞在燃料
及び炉心最外周13Aに配置された5サイクル滞在燃料
は原子炉外に取出される。炉心中央領域10Aで3サイ
クル滞在燃料があった位置には新燃料集合体が装荷され
る。また、最外層13Aから第2層目にある4サイクル
滞在燃料は原子炉外に取出される。最外層から第3層目
の1サイクル滞在燃料があった位置には、新燃料集合体
が装荷される。
を炉心最外層から第4層目に移動する手順は、前述した
(A)の基本手順に対応し、これにより炉心境界付近
(炉心周辺領域)の径方向出力レベルの違いにより生じ
る燃焼度差、すなわち前述した(a)の燃焼度差が小さ
くなる。また、炉心周辺領域11Aにある2サイクル滞
在燃料を炉心中央領域10Aに移動し、分散させて装荷
する手順は、前述した(B)の基本手順に対応し、これ
により炉心の炉心中央領域と炉心周辺領域の出力レベル
の違いにより生じる炉心の炉心中央領域に滞在した燃料
集合体と炉心周辺領域に滞在した燃料集合体との燃焼度
差、すなわち前述した(b)の燃焼度差が小さくなる。
更に、炉心中央領域10Aの周辺部に装荷した燃料集合
体を、3サイクル滞在後にコントロールセル12Aへ移
動する手順は、前述した(D)の追加手順に対応する。
炉心中央領域10Aに中心部に装荷された燃料集合体
を、3サイクル滞在後に炉心最外層13Aへ移動する手
順は前述した(C)の追加手順に対応する。これらによ
り(b)の燃焼度差がさらに小さくなる。
ら第2層、第3層及び第4層の同じ位置に炉心周辺領域
11Aに装荷された全ての燃料集合体を燃料交換時に移
動させるので、全ての燃料集合体の燃焼履歴が同じとな
り、炉心周辺領域に装荷した燃料相互間の燃焼度差が自
ずと小さくなる。また、炉心周辺領域に装荷された燃料
集合体はそこに2サイクル滞在した後に、最外層13A
より第4層目から中央に位置する、相対出力の高い炉心
中央領域10Aに移動されるので、第1の実施例の第4
層目に移動したのと同様の大きな燃焼度の増加が得られ
る。
度と平均取出燃焼度の比(燃焼度ピーキング)が1.0
8となり、使用済燃料集合体の取出燃焼度差を従来より
小さくできる。また、炉心径方向燃焼度分布の運転サイ
クル依存性は小さく、炉心運転管理が容易となる。
炉心最外層から第2層目に、燃焼の進んだ燃料集合体を
集中して装荷しているので、炉心からの中性子の漏れを
低減することもできる。
例の炉心のバッチ数は3.7であり、第2の実施例とバ
ッチ数が異なった例である。炉心周辺領域11Bの2サ
イクル滞在燃料については、第2に実施例と同様に炉心
中央領域10Bに移動し、分散装荷する。炉心中央領域
10B内の3サイクル滞在燃料については、図中で斜線
を施した、周辺部の3サイクル滞在燃料をコントロール
セル12Bへシャッフリングして、中心部の3サイクル
滞在燃料を原子炉外へ取出す。炉心周辺領域11Bで
は、新燃料集合体は最外層13Bから第2層目に装荷
し、1サイクル滞在燃料は最外層13Bから第3層目に
移動する。炉心中央領域10Bに移動して分散装荷され
た燃料集合体は3サイクル滞在後に最外層13Bに移動
する。
手順(A)及び(B)と追加手順(D)を実施してい
る。本実施例でも、最大取出燃焼度と平均取出燃焼度の
比(燃焼度ピーキング)は第2の実施例と同程度の1.
08となり、使用済燃料集合体の取出燃焼度差を従来よ
り小さくできる。
ルセルに挿入する十字形制御棒を利用して、炉心炉心中
央領域の相対出力をコントロールすることで、炉心炉心
中央領域から取出される燃料集合体の燃焼度をコントロ
ールしてもよい。また、図11に示した通常の一様分散
装荷パターンの炉心を上記の各実施例の炉心に移行させ
るには、炉心炉心周辺領域にある燃料集合体を一度炉外
に取出し、各サイクル目燃料の順に、再び炉心内に装荷
して行けばよい。また、沸騰水型原子炉を例に各実施例
を説明したが、本発明はその他の軽水炉炉心や高速増殖
炉炉心にも適用できる。
使用済燃料集合体の取出燃焼度差を小さくでき、燃料経
済性が向上する。また、複雑な燃料シャッフリング作業
を回避できる。さらに、各運転サイクル間で同じような
炉心運転特性を得ることができるので、炉心運転管理が
容易になる。
運転サイクル終了時の燃料装荷パターンを示す図であ
る。
概略を示す図である。
である。
イクル滞在後に炉心中央領域に移動させる燃料シャッフ
リングを説明する図である。
燃焼度(相対値)を示す図である。
燃焼度ヒストグラムを示す図である。
燃焼度ヒストグラムを示す図である。
燃焼度ヒストグラムを示す図である。
図である。
焼度ヒストグラムを示す図である。
示す図である。
焼度ヒストグラムを示す図である。
る運転サイクル終了時の燃料装荷パターンを示す図であ
る。
る運転サイクル終了時の燃料装荷パターンを示す図であ
る。
ャッフリングの概略を示す図である。
ャッフリングの概略を示す図である。
る運転サイクル終了時の燃料装荷パターンを示す図であ
る。
Claims (32)
- 【請求項1】 炉心周辺領域に少なくとも2サイクル滞
在した燃料集合体を前記炉心周辺領域から取出し、この
燃料集合体を前記炉心周辺領域によって取囲まれた炉心
中央領域に装荷することを特徴とする燃料装荷方法。 - 【請求項2】 コントロールセルを含む炉心中央領域を
取囲んでいる炉心周辺領域から、そこに少なくとも2サ
イクル滞在した燃料集合体を取出し、この燃料集合体を
前記炉心中央領域に装荷することを特徴とする燃料装荷
方法。 - 【請求項3】 少なくとも連続する2サイクルの間、装
荷位置が変わらない複数の第1の燃料集合体を含む炉心
中央領域と、少なくとも連続する2サイクルの各サイク
ル毎に装荷位置が変わる複数の第2の燃料集合体を含む
炉心周辺領域とを有する原子炉炉心の燃料装荷方法にお
いて、 (a)少なくとも連続する2サイクルの間、前記炉心周
辺領域に滞在した前記第2の燃料集合体を取出す第1の
ステップと; (b)その後、取出した前記第2の燃料集合体を前記炉
心中央領域に移動させる第2のステップと;を有するこ
とを特徴とする燃料装荷方法。 - 【請求項4】 請求項3記載の原子炉炉心の燃料装荷方
法において、更に、 (c)前記炉心周辺領域内における隣接する2層内の第
1の領域に1サイクル滞在した前記第2の燃料集合体
を、その2層内の第2の領域に移動させる第3のステッ
プ;を有することを特徴とする燃料装荷方法。 - 【請求項5】 請求項4記載の原子炉炉心の燃料装荷方
法において、更に、 (d)前記隣接する2層に2サイクル滞在した前記第2
の燃料集合体を、前記炉心周辺領域内にあるその2層に
隣接した内側の層に移動させるステップ;を有すること
を特徴とする燃料装荷方法。 - 【請求項6】 請求項3記載の原子炉炉心の燃料装荷方
法において、前記炉心周辺領域内における隣接する2層
の一方で1サイクル滞在した前記第2の燃料集合体を、
その2層の他方に移動させることを特徴とする燃料装荷
方法。 - 【請求項7】 請求項6記載の原子炉炉心の燃料装荷方
法において、前記2層の一方は前記2層内の外側層であ
り、前記2層の他方はその2層内の内側層であることを
特徴とする燃料装荷方法。 - 【請求項8】 請求項4記載の原子炉炉心の燃料装荷方
法において、更に、 (e)前記第2の領域に1サイクル滞在した前記第2の
燃料集合体を、前記2層内の第3の領域に移動させるス
テップ;を有することを特徴とする燃料装荷方法。 - 【請求項9】 請求項8記載の原子炉炉心の燃料装荷方
法において、前記第1及び第3の領域は前記2層のうち
の内側層にあり、前記第2の領域は前記2層のうちの外
側層にあることを特徴とする燃料装荷方法。 - 【請求項10】 請求項3または5記載の原子炉炉心の
燃料装荷方法において、前記第2のステップは、前記第
2の燃料集合体を、前記炉心中央領域内に形成されたコ
ントロールセルに移動させることを特徴とする燃料装荷
方法。 - 【請求項11】 請求項3または10記載の原子炉炉心
の燃料装荷方法において、更に、 (f)前記炉心中央領域に3サイクル滞在した前記第1
の燃料集合体を、炉心最外層に移動させるステップ;を
有することを特徴とする燃料装荷方法。 - 【請求項12】 請求項8記載の原子炉炉心の燃料装荷
方法において、前記第2のステップは、前記第2の燃料
集合体を、前記炉心中央領域内に形成されたコントロー
ルセルに移動させることを特徴とする燃料装荷方法。 - 【請求項13】 請求項3または12記載の原子炉炉心
の燃料装荷方法において、更に、 (g)前記炉心中央領域に3サイクル滞在した前記第1
の燃料集合体を、炉心最外層及び炉心最外層に隣接した
内側層に移動させるステップ;を有することを特徴とす
る燃料装荷方法。 - 【請求項14】 請求項3記載の原子炉炉心の燃料装荷
方法において、前記第2のステップは、前記第2の燃料
集合体を前記炉心中央領域に分散装荷させることを特徴
とする燃料装荷方法。 - 【請求項15】 請求項3または14記載の原子炉炉心
の燃料装荷方法において、更に、 (h)前記炉心中央領域に3サイクル滞在した前記第1
の燃料集合体の一部を、前記炉心中央領域内に形成され
たコントロールセルに移動し、残りを炉心最外層に移動
させるステップ;を有することを特徴とする燃料装荷方
法。 - 【請求項16】 請求項6記載の原子炉炉心の燃料装荷
方法において、前記第2のステップは、前記第2の燃料
集合体を前記炉心中央領域に分散装荷させることを特徴
とする燃料装荷方法。 - 【請求項17】 請求項16記載の原子炉炉心の燃料装
荷方法において、更に、 (i)前記炉心中央領域に3サイクル滞在した前記第1
の燃料集合体の一部を、前記炉心中央領域内に形成され
たコントロールセルに移動し、残りを炉心最外層に移動
させるステップと; (j)前記第2のステップで前記炉心中央領域に分散装
荷されてこの領域で1サイクル滞在した前記第2の燃料
集合体を、前記炉心周辺領域内において隣接する2層に
隣接する外側層に移動させるステップと;を有すること
を特徴とする燃料装荷方法。 - 【請求項18】 少なくとも連続する2サイクルの間、
装荷位置が変わらない複数の第1の燃料集合体を含む炉
心中央領域と、少なくとも連続する2サイクルの各サイ
クル毎に装荷位置が変わる複数の第2の燃料集合体を含
む炉心周辺領域とを有する原子炉炉心の燃料装荷方法に
おいて、 平均取出燃焼度に対する最大取出燃焼度の比が1.08
以下となるように前記第2の燃料集合体を前記炉心周辺
領域から炉心中央領域に移動させることを特徴とする燃
料装荷方法。 - 【請求項19】 請求項18記載の燃料装荷方法におい
て、前記移動させる第2の燃料集合体は、前記炉心周辺
領域に少なくとも連続する2サイクル滞在した燃料集合
体であることを特徴とする燃料装荷方法。 - 【請求項20】 請求項19記載の原子炉炉心の燃料装
荷方法において、前記移動された第2の燃料集合体は、
前記炉心中央領域に形成されたコントロールセルに配置
することを特徴とする燃料装荷方法。 - 【請求項21】 請求項19記載の原子炉炉心の燃料装
荷方法において、前記移動された第2の燃料集合体は、
前記炉心中央領域に分散装荷することを特徴とする燃料
装荷方法。 - 【請求項22】 請求項19または20記載の原子炉炉
心の燃料装荷方法において、更に、前記炉心中央領域に
3サイクル滞在した前記第1の燃料集合体を、少なくと
も炉心最外層に移動させることを特徴とする燃料装荷方
法。 - 【請求項23】 複数のコントロールセルが形成され、
少なくとも連続する2サイクルの間、装荷位置が変わら
ない複数の第1の燃料集合体を含む炉心中央領域と、少
なくとも連続する2サイクルの各サイクル毎に装荷位置
が変わる複数の第2の燃料集合体を含む炉心周辺領域と
を有する原子炉炉心の燃料装荷方法において、 (a)前記炉心周辺領域に3サイクル滞在した前記第2
の燃料集合体を前記コントロールセルに移動させる第1
のステップと; (b)前記炉心中央領域に3サイクル滞在した前記第1
の燃料集合体を、少なくとも炉心最外層に移動させる第
2のステップと;を有することを特徴とする燃料装荷方
法。 - 【請求項24】 請求項23記載の原子炉炉心の燃料装
荷方法において、更に、 (c)前記炉心周辺領域内における隣接する2層内の第
1の領域に1サイクル滞在した前記第2の燃料集合体
を、その2層内の第2の領域に移動させる第3のステッ
プ;有することを特徴とする燃料装荷方法。 - 【請求項25】 請求項24記載の原子炉炉心の燃料装
荷方法において、更に、 (d)前記第2の領域に1サイクル滞在した前記第2の
燃料集合体を、前記2層内の第3の領域に移動させるス
テップ;を有することを特徴とする燃料装荷方法。 - 【請求項26】 請求項25記載の原子炉炉心の燃料装
荷方法において、前記第1及び第3の領域は前記2層の
うちの内側層にあり、前記第2の領域は前記2層のうち
の外側層にあることを特徴とする燃料装荷方法。 - 【請求項27】 請求項1〜26のいずれか1項記載の
燃料装荷方法で構成したことを特徴とする原子炉炉心。 - 【請求項28】 複数のコントロールセルを含む炉心中
央領域と、前記炉心中央領域を取囲み、少なくとも連続
する2サイクルで装荷位置が変わる複数の燃料集合体を
含む炉心周辺領域とを備えることを特徴とする原子炉炉
心。 - 【請求項29】 請求項28記載の原子炉炉心におい
て、前記炉心中央領域の前記コントロールセル以外の部
分には、少なくとも連続する2サイクルで装荷位置の変
わらない燃料集合体が配置されていることを特徴とする
原子炉炉心。 - 【請求項30】 請求項29記載の原子炉炉心におい
て、前記コントロールセルと前記炉心周辺領域との間
に、前記2サイクルで装荷位置の変わらない燃料集合体
が配置されていることを特徴とする原子炉炉心。 - 【請求項31】 少なくとも連続する2サイクルの間、
装荷位置が変わらない複数の第1の燃料集合体を含む炉
心中央領域と、少なくとも連続する2サイクルの各サイ
クル毎に装荷位置が変わる複数の第2の燃料集合体を含
む炉心周辺領域とを有する原子炉炉心において、 (a)前記炉心周辺領域は、前記第2の燃料集合体とし
て、少なくとも連続する2サイクルの間、前記炉心周辺
領域に滞在する複数の燃料集合体を含み; (b)前記炉心中央領域は、前記第1の燃料集合体に加
え、前記炉心周辺領域から移動してきた前記第2の燃料
集合体を含む;ことを特徴とする原子炉炉心。 - 【請求項32】 少なくとも連続する2サイクルの間、
装荷位置が変わらない複数の第1の燃料集合体を含む炉
心中央領域と、少なくとも連続する2サイクルの各サイ
クル毎に装荷位置が変わる複数の第2の燃料集合体を含
む炉心周辺領域とを有し、前記炉心中央領域には複数の
コントロールセルが形成された原子炉炉心において、 (a)前記炉心周辺領域は、前記第2の燃料集合体とし
て、連続した3サイクルの間、その炉心周辺領域に滞在
する複数の燃料集合体を含み; (b)前記炉心中央領域は、前記第1の燃料集合体に加
え、前記炉心周辺領域から移動してきて前記コントロー
ルセルに配置された前記第2の燃料集合体を含み; (c)少なくとも炉心最外層には、前記炉心中央領域か
ら移動してきた前記第1の燃料集合体が配置されてい
る;ことを特徴とする原子炉炉心。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4060703A JP2915200B2 (ja) | 1991-07-24 | 1992-03-17 | 燃料装荷方法及び原子炉炉心 |
| US07/918,596 US5307387A (en) | 1991-07-24 | 1992-07-24 | Fuel loading method and reactor core |
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3-184867 | 1991-07-24 | ||
| JP18486791 | 1991-07-24 | ||
| JP4060703A JP2915200B2 (ja) | 1991-07-24 | 1992-03-17 | 燃料装荷方法及び原子炉炉心 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0580175A true JPH0580175A (ja) | 1993-04-02 |
| JP2915200B2 JP2915200B2 (ja) | 1999-07-05 |
Family
ID=26401761
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4060703A Expired - Lifetime JP2915200B2 (ja) | 1991-07-24 | 1992-03-17 | 燃料装荷方法及び原子炉炉心 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5307387A (ja) |
| JP (1) | JP2915200B2 (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007315947A (ja) * | 2006-05-26 | 2007-12-06 | Hitachi Ltd | 使用済燃料集合体の収納方法 |
| CN103151084A (zh) * | 2013-02-21 | 2013-06-12 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 一种压水堆堆芯及其新组件换料装载方法 |
| CN103594134A (zh) * | 2012-08-15 | 2014-02-19 | 广东核电合营有限公司 | 一种核电站堆芯燃料组件的装载方法 |
| CN114203317A (zh) * | 2021-12-13 | 2022-03-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆堆芯中乏燃料组件的装载方法 |
Families Citing this family (29)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5677938A (en) * | 1995-03-13 | 1997-10-14 | Peco Energy Company | Method for fueling and operating a nuclear reactor core |
| JP3107290B2 (ja) * | 1996-05-20 | 2000-11-06 | 株式会社日立製作所 | 燃料装荷方法 |
| SE525701C2 (sv) * | 2003-08-28 | 2005-04-05 | Westinghouse Electric Sweden | Förfarande för drift av en kärnreaktor |
| US6862329B1 (en) * | 2003-10-06 | 2005-03-01 | Global Nuclear Fuel-Americas Llc | In-cycle shuffle |
| JP4422690B2 (ja) * | 2006-02-28 | 2010-02-24 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 自然循環式沸騰水型原子炉 |
| US7860207B2 (en) | 2006-11-28 | 2010-12-28 | The Invention Science Fund I, Llc | Method and system for providing fuel in a nuclear reactor |
| US9831004B2 (en) | 2006-11-28 | 2017-11-28 | Terrapower, Llc | Controllable long term operation of a nuclear reactor |
| US9734922B2 (en) * | 2006-11-28 | 2017-08-15 | Terrapower, Llc | System and method for operating a modular nuclear fission deflagration wave reactor |
| US20080123795A1 (en) * | 2006-11-28 | 2008-05-29 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Controllable long term operation of a nuclear reactor |
| US9230695B2 (en) | 2006-11-28 | 2016-01-05 | Terrapower, Llc | Nuclear fission igniter |
| US20090080588A1 (en) * | 2006-11-28 | 2009-03-26 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Nuclear fission igniter |
| US20090175402A1 (en) * | 2006-11-28 | 2009-07-09 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Method and system for providing fuel in a nuclear reactor |
| US9275759B2 (en) * | 2006-11-28 | 2016-03-01 | Terrapower, Llc | Modular nuclear fission reactor |
| US20090080587A1 (en) * | 2006-11-28 | 2009-03-26 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Nuclear fission igniter |
| US9214246B2 (en) * | 2006-11-28 | 2015-12-15 | Terrapower, Llc | System and method for operating a modular nuclear fission deflagration wave reactor |
| US20080123797A1 (en) * | 2006-11-28 | 2008-05-29 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Automated nuclear power reactor for long-term operation |
| US8971474B2 (en) * | 2006-11-28 | 2015-03-03 | Terrapower, Llc | Automated nuclear power reactor for long-term operation |
| JP2009042110A (ja) | 2007-08-09 | 2009-02-26 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉炉心 |
| US20090285348A1 (en) * | 2008-05-15 | 2009-11-19 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Heat pipe fission fuel element |
| US9793014B2 (en) * | 2008-05-15 | 2017-10-17 | Terrapower, Llc | Heat pipe fission fuel element |
| KR102057337B1 (ko) * | 2009-11-02 | 2019-12-18 | 테라파워, 엘엘씨 | 정상파 핵 분열 반응로 및 방법 |
| US9786392B2 (en) | 2009-11-06 | 2017-10-10 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| US9799416B2 (en) * | 2009-11-06 | 2017-10-24 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| US9922733B2 (en) * | 2009-11-06 | 2018-03-20 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| US10008294B2 (en) * | 2009-11-06 | 2018-06-26 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| WO2011056235A1 (en) * | 2009-11-06 | 2011-05-12 | Searete, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
| US9583223B2 (en) | 2012-06-23 | 2017-02-28 | Global Nuclear Fuel—Americas Llc | Nuclear reactor core loading and operation strategies |
| WO2015166203A1 (en) * | 2014-04-29 | 2015-11-05 | Ian Richard Scott | Movement of fuel tubes within an array |
| JP6768450B2 (ja) * | 2016-11-01 | 2020-10-14 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 沸騰水型原子炉の炉心 |
Family Cites Families (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS541786A (en) * | 1977-06-03 | 1979-01-08 | Hitachi Ltd | Fuel exchanging method for boiling water reactor |
| JPS548289A (en) * | 1977-06-20 | 1979-01-22 | Hitachi Ltd | Reactor |
| US4285769A (en) * | 1978-10-19 | 1981-08-25 | General Electric Company | Control cell nuclear reactor core |
| JPS561386A (en) * | 1979-06-18 | 1981-01-09 | Hitachi Ltd | Nuclear reactor core structure |
| JPS5687891A (en) * | 1979-12-18 | 1981-07-16 | Tokyo Shibaura Electric Co | Reactor |
| US4574069A (en) * | 1980-11-21 | 1986-03-04 | Combustion Engineering, Inc. | In-core fuel management for nuclear reactor |
| JPS58131589A (ja) * | 1982-10-07 | 1983-08-05 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子炉の運転方法 |
| JPS6013283A (ja) * | 1983-07-04 | 1985-01-23 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子炉 |
| JPH067194B2 (ja) * | 1985-10-23 | 1994-01-26 | 株式会社日立製作所 | 軽水型原子炉炉心およびその燃料装荷方法 |
| JP2564383B2 (ja) * | 1988-12-12 | 1996-12-18 | 株式会社日立製作所 | 原子炉の炉心及び原子炉の燃料装荷方法並びに原子炉の運転方法 |
-
1992
- 1992-03-17 JP JP4060703A patent/JP2915200B2/ja not_active Expired - Lifetime
- 1992-07-24 US US07/918,596 patent/US5307387A/en not_active Expired - Lifetime
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007315947A (ja) * | 2006-05-26 | 2007-12-06 | Hitachi Ltd | 使用済燃料集合体の収納方法 |
| CN103594134A (zh) * | 2012-08-15 | 2014-02-19 | 广东核电合营有限公司 | 一种核电站堆芯燃料组件的装载方法 |
| CN103151084A (zh) * | 2013-02-21 | 2013-06-12 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 一种压水堆堆芯及其新组件换料装载方法 |
| CN114203317A (zh) * | 2021-12-13 | 2022-03-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆堆芯中乏燃料组件的装载方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2915200B2 (ja) | 1999-07-05 |
| US5307387A (en) | 1994-04-26 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JPH0580175A (ja) | 燃料装荷方法及び原子炉炉心 | |
| JP2564383B2 (ja) | 原子炉の炉心及び原子炉の燃料装荷方法並びに原子炉の運転方法 | |
| JPH02296192A (ja) | 燃料集合体及び原子炉 | |
| JPS6296889A (ja) | 軽水型原子炉炉心およびその燃料装荷方法 | |
| JP3651522B2 (ja) | 原子炉の炉心 | |
| JP3765838B2 (ja) | 原子炉の炉心及び燃料集合体 | |
| JP4088735B2 (ja) | 核燃料集合体及び沸騰水型原子炉の炉心 | |
| JPS5858036B2 (ja) | 軽水炉とその運転方法 | |
| JP3080663B2 (ja) | 原子炉初装荷炉心の運転方法 | |
| JPH05249270A (ja) | 原子炉の炉心 | |
| JP3692136B2 (ja) | 原子炉の炉心 | |
| JP3960572B2 (ja) | 原子炉炉心とその運転方法 | |
| JP2009156628A (ja) | 核燃料集合体 | |
| JP2852101B2 (ja) | 原子炉の炉心及び燃料の装荷方法 | |
| JP3779299B2 (ja) | 原子炉の炉心 | |
| JP2544249B2 (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体及び原子炉炉心 | |
| JP2002090487A (ja) | 原子炉の炉心及びその運転方法 | |
| JP3894784B2 (ja) | 沸騰水型原子炉の燃料装荷方法 | |
| JPH0527075B2 (ja) | ||
| JP5547957B2 (ja) | 沸騰水型原子炉炉心 | |
| JP3910641B2 (ja) | Mox燃料集合体及び炉心 | |
| JPH08129092A (ja) | 初装荷炉心 | |
| JPH0432355B2 (ja) | ||
| JP4653342B2 (ja) | 沸騰水型原子炉炉心 | |
| JPH0650351B2 (ja) | 原子炉炉心 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080416 Year of fee payment: 9 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090416 Year of fee payment: 10 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090416 Year of fee payment: 10 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100416 Year of fee payment: 11 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110416 Year of fee payment: 12 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20120416 Year of fee payment: 13 |
|
| EXPY | Cancellation because of completion of term |