JPH06500171A - 二相原子炉用シードおよびブランケット燃料配列 - Google Patents

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】 二相原子炉用シードおよびブランケット燃料配列発明の背景 本発明は、原子炉に関し、更に詳しくは原子炉の炉心における燃料の配列に関す る。本発明の主目的は、燃料の利用率を増大し且つ放射性廃棄物を最小にするよ うにより完全な燃料の燃焼度を達成することにある。

二相原子炉は原子炉の炉心で発生した熱を主に熱伝達媒体の液相から気相への相 変換という形で蓄積している。気相は発電機を駆動するタービンに蓄積エネルギ を物理的に伝達して電気を発生するために使用される。タービンからの復水は原 子炉に戻され、次の熱伝達および冷却のために再循環液体と一緒にされる。二相 原子炉の主な例は沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）である。二相原子炉は、液体金属の ような液体熱伝達媒体の温度上昇の形で主にエネルギを蓄積する単−相原子炉と 対比される。ＢＷＲに関する以下の説明は他の形式の二相原子炉にも容品に一般 化して適用し得るものである。

核分裂原子炉はウラニウム同位元素（Ｕ２３３、Ｕ２３５）およびプルトニウム 同位元素（Ｐｕ２３９、Ｐｕ２４１）のような核分裂性原子の核分裂によってい る。中性子の吸収時、核分裂性原子は崩壊して、低い原子量で高い運動エネルギ の原子をいくつかの高エネルギ中性子とともに発生する。核分裂生成物の運動エ ネルギは熱として迅速に消散し、原子炉の主なエネルギ生成物となる。崩壊の間 に放出される中性子のいくつかは他の核分裂性原子によって吸収され、崩壊およ び熱発生の連鎖反応を生ずる。原子炉内の核分裂性原子は連鎖反応が自分自身で 持続し得るように配列される。

核分裂に貢献する中性子の能力は「熱」中性子スペクトル内の中性子の量（束） に依存している。最初、核分裂の間に放出される中性子は速く動きすぎ、あまり にも高いエネルギを持っていて、連鎖反応を維持するのに必要な核分裂を容易に 誘発しない。これらの高エネルギ中性子は［速いｊ中性子として知られている。

「熱中性子」と称されている遅い中性子はもっと容易に核分裂を誘発する。

ＢＷＲにおいては、熱中性子は速い中性子が熱伝達媒体として使用されている水 の水素原子との衝突によって主に遅くされたものである。熱中性子と速い中性子 のエネルギレベルの間には「エビサーマル（熱外）Ｊ中性子がある。

エビサーマル中性子は核分裂を誘発する所望のエネルギを超えているが、多くの アクチニド系列同位元素により共鳴吸収を促進し、親物質を「核分裂性」同位元 素に変換する。例えば、エビサーマル中性子は親物質Ｕ２３８を核分裂性のＰｕ ２３９に変換するのに有効である。

取扱を容易にするために、核分裂性燃料は一般にはモジュール単位で保持される 。これらの単位は垂直に伸びた燃料棒の束である。各棒は核分裂性燃料のペレッ トの積み重ねをクラツディングで囲んだものである。束は原子炉内に２次元のア レイに配列される。炉心の反応率を制御するために中性子吸収制御棒が燃料束相 互間または燃料束内に挿入される。炉心の反応率は制御棒の挿入量を増大したり 、制御棒を引き出すことによって調整される。

経済性および安全性の立場から燃料束の寿命が長く、燃料交換の頻度が少ないこ とが好ましい。所与の東設計においては、燃料束の寿命を増大する最も明らかな 方法はより多くの核分裂性燃料を取り入れることである。これは濃縮した核分裂 性燃料を使用することによって燃料の体積を増大することなく行うことができる 。しかしながら、臨界を超えることから濃縮度は約５％に制限される。

燃料束の寿命を増大する燃料束の大きさおよび燃料の濃縮の最適化には燃料の利 用率を改良することが必要であり、これはまた一般にはより完全な燃料「燃焼度 」を意味する。

完全な燃料燃焼度への接近は核分裂過程における一時的変動によってより困難に なっている。核分裂は燃料束の組成およびその反応率を絶えず変えている。一般 に、この変化の結果、反応率が減少していき、燃料束はその寿命の初め近くでは 強力に燃焼し、終わり近くにおいては弱く燃焼する傾向がある。

燃焼率についての組成の変化の影響は制御棒を動かすことによっである程度軽減 することができる。燃料束の寿命の初期において制御棒を挿入することによって 初期燃焼率を制限することができる。核分裂性燃料が消費されるにっれて、制御 棒は徐々に引き出され、燃料束からのパワー生成量は時間的に均等化される。し かしながら、反応率に対する制御棒の移動効果はあまりにもおおまかであり、燃 料束の寿命を最大にすることはできない。

酸化ガドリニウム（Ｇｄ２０３　）のような可燃毒物質が燃料束に含まれていて 、燃料束の寿命の初期において燃料束の反応率を制限する。可燃毒物質は熱中性 子に対して核分裂性燃料と競合し、核分裂に対するそれらの有効性を制限する。

時間的に可燃毒物質が中性子を吸収するにつれて、可燃毒物質は非毒物質同位元 素に変換され、より多くの熱中性子が核分裂用に利用できるようになる。可燃有 毒物質の低減は核分裂による核分裂性燃料の低減によって発生する反応率の低下 を阻止する。実際、初期に起り得る核分裂の幾分かが、更に効率的に利用できる ような燃料束の寿命の後期まで延期される。しかしながら、可燃毒物質は有毒残 留物を残し、毒物質を用いない場合に保持されるよりも多量の核分裂性物質を保 持した状態で燃料束の使用期限が切れる。この早期の期間切れは燃料効率に悪影 響を与えるだけでなく、廃棄物の処理に多大の負担を課することになる。

束を大きくしなおしたり、または受け入れることができないほど大きな濃縮レベ ルを必要とすることなく燃料束の寿命を延ばす方法が必要である。この方法は燃 料の燃焼度をより完全にして、可燃毒物質を使用する燃料束に関連する廃棄物処 理問題を最小にすることが好ましい。

発明の概要 本発明によれば、新しい燃料束は比較的小さな開口部を通って冷却液が流入する 炉心位置に配設される。後期燃料補給サイクルの間では部分的に消費された燃料 束が好ましくは比較的大きな開口部を通って冷却液が流入する炉心の中心近くの 位置に移される。オプションとして、燃料束は最終時期において炉心内の周辺位 置に配置して、遮蔽物として用いてもよい。１つの実施方法においては、これら の小さい開口部および大きい開口部は炉心プレートに画成される。

本発明は初期の燃料サイクルの間における核分裂を犠牲にしてアクチニド変換を 促進し、後期のサイクルではその逆にしている。これは寿命の中間において有効 な核分裂性燃料の量を増大し、燃料束の寿命の終わり近くにおいて発生するアク チニド燃料の量を低減し、放射性廃棄物を最小にしている。

小さい開口部の上に設けられた新しい燃料束は遅い冷却液の流れにさらされる。

この遅い冷却液の流れにより沸騰が燃料束内で下側で発生する。沸騰が早いと、 大きな蒸気分が生じ、中性子の減速を小さくする。この結果、新しい燃料束は比 較的速い中性子スペクトルにさらされる。速い中性子スペクトルは核分裂を制限 し、親燃料から核分裂性燃料への変換を促進する。そして、燃料束の反応率は制 限され、燃料の核分裂は親燃料の変換に部分的に置き換えられる。

後期の燃料サイクルの間では、変換生成物を含む更に部分的に消費された燃料束 が比較的大きな開口部の上で冷却液にさらされるように再配置される。比較的大 きな開口部はより速い冷却液の流れを可能とし、沸騰を遅らせて、より小さな蒸 気分およびより大きな減速を生ずる。そして、多くの速い中性子は核分裂を促進 することができる熱中性子になる。束が新鮮であるときよりも核分裂性燃料は少 ないので束の反応率はまだ制限されている。それにも関わらず、親燃料の変換の ために、寿命の初期において速い中性子スペクトルにさらされなかった場合の束 よりもより多くの燃料が残っている。

燃料束の寿命の終わり近くにおける熱中性子束を増大することによって核分裂性 燃料の燃焼度を比較的完全にする。

このように速い中性子スペクトルおよび熱中性子スペクトルに段階的にさらす方 法はスペクトルに劇的な変化を与えない方法に比べて有利である。後者の方法に おいては、親燃料の変換は燃料束の寿命の後期においても比較的高いレベルで継 続する。この結果のアクチニド生成物は燃料束が廃棄される前に核分裂用の充分 な時間を与えられない。本発明の方法はアクチニド生成物のより完全な燃焼度を 達成し、廃棄物処分問題を解決している。

更に、中性子スペクトルは新しい燃料束の反応率を制限するので、可燃毒物質を 最小にすることができる。これは燃料束の寿命の終わり近くにおける可燃毒物質 および有毒副産物を少なくすることを意味している。そして、核分裂はその時間 の前に終了されない。もう一度説明すると、より完全な燃焼度、より効率的な燃 料利用およびより少ない放射性廃棄物という結果が得られる。本発明のこれらお よび他の特徴および利点は添付の図面を参照した以下の説明から明らかである。

図面の簡単な説明 図１は本発明による沸騰水型原子炉の構成を示す正面断面図である。

図２は図１の原子炉の構成を示す上側断面図である。

図３は図１の原子炉に使用される本発明による燃料管理方法のフローチャートで ある。

好適実施例の説明 本発明によると、沸騰水型原子炉１００は容器１０２、炉心１０４、チムニイ１ ０６、蒸気分離器１０８および乾燥器１１０を有している。制御棒駆動ハウジン グ１１２が容器１０２の底を通って延在し、制御棒案内管１１３を支持している 。制御棒案内管１１３は炉心１０４の底まで延在し、その中で制御ブレードを炉 心１０４内に出し入れして、炉心の出力を制御し得るようになっている。

矢印１１４で示すように、水が下から炉心１０４内に流れる。この退治された水 は炉心１０４内で沸騰させられ、水と蒸気の混合物を生じる。この水と蒸気の混 合物は矢印１５で示すように炉心１０４およびチムニイ１０６を通って上昇する 。蒸気分離器１０８が水から蒸気を分離するように働き、分離された蒸気は容器 １０２の上部近くで蒸気出口１１６から外に出る。外に出る前に、蒸気内に巻き 込まれていた残りの水が乾燥器１１０によって除去される。

水はチムニイ１０６による駆動蒸気圧の力によって周囲の降水管（ｄｏｖｎｃｏ ｍｅ＋　）　１１８を通って下方に戻される。給水が給水入口ノズル１２０およ び給水散水器１２２を通って容器１０２内に入れられ、降水管１１８内の再循環 水を補給するとともに、再循環水の冷却を助長する。

炉心１０４は、炉心支持プレート１２４によって、関連する孔をあけた支持スタ ブ１２６とともに下側境界が定められ、かつトップガイド１２８によって上側境 界が定められている。これらの構造は炉心１０４を構成している燃料束１３０を 支持するとともに、燃料束１３０の取り付けを容易にしている。燃料束１３０は 図２に示すように二次元の配列に配置されている。出力調整のために十字形の断 面を有する制御棒２３２が垂直方向に移動し得るようにスペースが４個の燃料束 のグループの間に設けられている。

燃料束１３０は、比較的新しい束２３４のグループと、中間の寿命にある束２３ ６のグループと、有効寿命の終わり近（にある束２３８のグループとの３つのグ ループに分割されている。孔をあけた支持スタブ１２６も同様に小さな孔のスタ ブ２４２（図２において小さな丸で示す）、大きな孔のスタブ２４４（図２に大 きな丸で示す）、および小さな孔を有する周辺スタブ２４６（ｒＰＪのマークの ついた位置）の３つのグループに分割されている。新しい燃料束２３４は小さな 孔のスタブ２４２の上に配設され、中間の寿命の束２３６は大きな孔のスタブ２ ４４の上に配設され、寿命の終わり近くの燃料束２３８は周辺スタブ２４６の上 に配設される。新しい束２３４の位置は半径方向において中間の寿命にある束２ ３６の中心付近の位置と周辺付近の寿命の終わり近くの束２３８との間に配置さ れる。

小さな孔のスタブ２４２および周辺スタブ２４６は炉心支持プレート１２４を通 る１”　（？）の開口部を形成し、大きな孔のスタブ２４４は炉心支持プレート １２４を通る２”（？）の開口部を形成している。

図２の燃料配列は図３に示す燃料管理方法３００によって得られるものである。

新しい燃料束が小さな孔のスタブによって定められる炉心位置に挿入される（ス テップ３０１）。動作および停止を含む第１の原子炉サイクルが実施される（ス テップ３０２）。この最初の原子炉サイクルの間、小さな孔によって設定された 制限された冷却液の流れによって速い中性子スペクトルが得られて、核分裂を制 限するとともに、親物質のＵ２３８から核分裂性のＰｕ２４１への変換を促進す る。変換対核分裂の比は従来の燃料束配列における０、５ないし０．６に比較し て約０．７ないし０．８である。（１，０以上の比は使用するよりもより多くの 核分裂性燃料が生じる増殖炉の特徴を表す。）これは中間の寿命において利用で きる親燃料を実質的に増大する。

現在のまたは次の燃料交換サイクルの間、現在中間の寿命にある燃料束が中心付 近の位置の大きな孔のスタブの上に挿入される（ステップ３０３）。第２の原子 炉動作サイクルが実施される（ステップ３０４）。この第２のサイクルの間、大 きな孔のスタブによって燃料束を通る冷却液の流れは比較的速くなり、この結果 蒸気ボイドが小さくなり、減速が増大して、熱中性子スペクトルが増大する。こ の結果、核分裂は変換を犠牲にして促進される。このサイクルの間、変換比は約 ０．　３−０．４である。そして、より少ないアクチド生成物が作られるが、第 １のサイクルで生じたものは少なくとも第２のサイクルの全体にわたって燃焼さ れる。

本発明では、この第２のサイクルの後、分岐３１０で示すように、燃料束の処分 （ステップ３０７）を行うが、寿命後期の燃料束は周辺位置に挿入される（ステ ップ３ｏ５）。次の第３のサイクルおよび停止の間では（ステップ３０６）、寿 命後期の燃料束は炉心反応率に対する貢献が少なくなり、炉心の中心近くのより 強力な放射線に対して炉心外部を遮蔽する。最終的には、消費された燃料束は取 り除かれ処分される（ステップ３０７）。

図示の実施例においては、異なる大きさの孔を有するスタブを使用して炉心支持 プレートを通る異なる大きさの開口部が形成された。代わりとして、開口部は炉 心支持プレート自身に形成することができる。また代わりとして、付属品によっ てスタブの大きな孔を狭くシ、小さな孔のスタブを構成することができる。この ような孔の減縮は燃料束内に組み込むことができ、燃料交換操作の際に調整また は除去できる。図示の実施例は孔の大きさがたった２つのものを使用したが、他 の実施例ではより多くの異なる大きさのものが使用される。更に、冷却液の流量 は流れ開口部によらない方法で場所ごとに変えることができる。

図示の実施例は半径方向に相次ぐ３つの帯域に配列された炉心位置を示している が、多（の別の配列を構成することもできる。より多くの帯域を使用して、より 大きな孔を有する位置および／またはより速い冷却液流を有する位置に向かって 相次いで配設することができる。帯域は炉心の半径方向に沿った反応率プロフィ ールを滑らかにするように交互に変えることができる。例えば、２つの大きな孔 の帯域の間に小さな孔の帯域を挿入して、炉心の中心近くの熱的ピークを低（す ることができる。更に、孔の大きさによる位置のグループは帯域として定める必 要はない。チェッカーボード状の配列、ランダムな配列および多くの別の配列に することもできる。設計分析の結果余分な反応率が示される場合には、大きな孔 の位置の代わりに小さな孔の。

位置が使用される。

燃料束はサイクル毎に順次移すことができる。代わりとして、ある燃料束はその 場所に留めるか、または燃料交換サイクルの間にある孔の大きさのサブグループ 内で移すことができる。本発明では、燃料束が小さな孔の位置から大きな孔の位 置に順次移される限りにおいては、燃料束は図３によらないパターンに従っても よい。本発明は軸方向の燃焼度の均一性を改良するために燃料束を反転させるこ とを含む他の多くの燃料管理計画と両立し得るものであることに注意されたい。

上述した実施例に対するこれらおよび他の変更および変形は本発明により行われ るものであり、本発明の範囲は特許請求の範囲によって制限されるものである。

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Claims (9)

【特許請求の範囲】
1. １．二相原子炉の燃料管理方法において、比較的小さな開口部を通って冷却液が 流入する第１の炉心位置に燃料束を設置し、 前記原子炉の第１回目の動作を行い、 前記原子炉を停止させ、 比較的大きな開口部を通って冷却液が流入する第２の炉心位置に前記燃料束を設 置しなおし、 前記原子炉の第２回目の動作を行うことを含む燃料管理方法。
2. ２．前記第２の炉心位置は前記第１の炉心位置より半径方向内側に存在している 請求の範囲第１項記載の方法。
3. ３．前記原子炉の第２回目の動作を行った後に、前記原子炉を停止し、前記燃料 束を周辺炉心位置に設置しなおし、前記原子炉の第３回目の動作を行う請求の範 囲第２項記載の方法。
4. ４．前記原子炉の第３回目の動作を行った後に、前記原子炉を停止し、前記燃料 束を処分し、これにより前記燃料束が正確に３回前記原子炉内に設置きれるよう にした請求の範囲第３項記載の方法。
5. ５．二相原子炉用の燃料管理方法において、原子炉が次に動作するときに比較的 低い冷却液流量を設定して燃料束内に比較的高い変換率が得られるように、比較 的小さい開口部を通して冷却液が流入する第１の炉心位置に燃料束を設置し、 前記原子炉の第１回目の動作を行い、 前記原子炉を停止し、 前記原子炉が次に動作するときに比較的高い冷却液流量を設定して比較的低い変 換率が得られるように、比較的大きな開口部を通して冷却液が流入する第２の炉 心位置に前記燃料束を設置しなおし、前記第２の炉心位置は前記第１の炉心位置 より半径方向内側にあり、 前記原子炉の第２回目の動作を行うことを含む燃料管理方法。
6. ６．前記原子炉の第２回目の動作を行った後に、前記原子炉を停止し、比較的低 い冷却液流量を有する周辺炉心位置に前記燃料束を設置しなおし、前記原子炉の 第３回目の動作を行う請求の範囲第５項記載の方法。
7. ７．二相原子炉の炉心において、 変換位置および該変換位置よりも大きな流れ孔によって特徴付けられるパワー位 置を含む燃料束位置の配列を定める炉心プレートと、 前記変換位置に設けられた比較的多量の親燃料を有する燃料束と、 前記パワー位置において比較的多量の核分裂性変換生成物を有する燃料束とをそ なえ、 原子炉が動作しているとき、比較的多量の親燃料を有する前記燃料束は比較的大 きなボイドおよび速い中性子にさらされることにより、親燃料から核分裂性燃料 への変換が促進され、比較的多量の核分裂性変換生成物を有する前記燃料束は比 較的小さなボイドにさらされることにより、減速が大きくなって、生じるより多 くの熱中性子によって核分裂が促進される二相原子炉の炉心。
8. ８．前記変換位置は前記パワー位置より半径方向外側に存在している請求の範囲 第７項記載の炉心。
9. ９．前記炉心プレートは周辺位置も含み、前記周辺位置には比較的多量の核分裂 副産物および比較的少ない核分裂性燃料を有する燃料束が配置され、前記周辺位 置における前記燃料束の各々は前記炉心内の前記燃料束のいずれとも対向しない 面を有している請求の範囲第８項記載の炉心。