JPH07167988A - 沸騰水型熱中性子炉及び沸騰水型熱中性子炉の運転方法 - Google Patents

沸騰水型熱中性子炉及び沸騰水型熱中性子炉の運転方法

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JPH07167988A
JPH07167988A JP6222954A JP22295494A JPH07167988A JP H07167988 A JPH07167988 A JP H07167988A JP 6222954 A JP6222954 A JP 6222954A JP 22295494 A JP22295494 A JP 22295494A JP H07167988 A JPH07167988 A JP H07167988A
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boiling water
core
fuel
thermal neutron
neutron reactor
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JP6222954A
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Riyouji Masumi
亮司 桝見
Tadao Aoyama
肇男 青山
Junichi Koyama
淳一 小山
Yoko Ishibashi
洋子 石橋
Osamu Yokomizo
修 横溝
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Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
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    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【目的】炉停止余裕及び熱的余裕を増大し、炉心の単位
体積当りの出力を増加する。 【構成】燃料集合体のチャンネルボックス内の非沸騰水
領域及びチャンネルボックスの外の非沸騰水領域の合計
横断面積をＡとし、チャンネルボックス内の沸騰水領域
の横断面積をＢとしたとき、Ｂ／(Ａ＋Ｂ)が０.７６ で
ある。制御装置７は、インターナルポンプ３の回転速度
を調整し、運転サイクル初期で炉心横断面積における単
位体積当りの冷却水流量を３.０×１０3ｔ／ｈ／ｍ
2 に、運転サイクル末期で炉心横断面積における単位体
積当りの冷却水流量を３.３×１０3ｔ／ｈ／ｍ2 に制御
する。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、沸騰水型熱中性子炉
（ＢＷＲ）及びその運転方法に関係し、更に熱的余裕の
増大により発電容量を増大するのに適した沸騰水型熱中
性子炉及びその運転方法に関係する。
【０００２】
【従来の技術】従来のＢＷＲ炉心においては、隣接する
燃料集合体群の間に、十字型の制御棒を挿入するため
に、非沸騰水で満たされた水ギャップ領域が設けられて
いる。この水ギャップ領域は制御棒ブレード厚みの約２
倍の幅を有する。燃料集合体中央部には、中性子束分布
を平坦化するために、非沸騰水で満たされた水ロッドが
設けられている。これらの非沸騰水領域を設けることに
よって、炉心平均の水素対ウラン原子数比（以下、Ｈ／
Ｕ比と略記する）が、４〜５の範囲に調整され、所要ウ
ラン濃縮度が最小となる。その理由は主としてウラン資
源を節約するためである。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】上記の従来技術では、
例えば、大幅に高燃焼度化を図った場合は、余剰反応度
が増大して炉停止余裕を確保することが困難となる。特
開昭63−82392 号公報に開示されたように、燃料集合体
の横断面積を従来のルート２倍にし、２つの広翼十字型
の制御棒で１つの燃料集合体を挟み、その制御棒を燃料
集合体の両側に挿入する大型格子炉心が考えられる。こ
の従来の大型格子炉心では、核分裂で発生した中性子を
十分に減速させるため、燃料集合体の内部に径の大きい
水ロッドが多数配置されている。しかしながら、このよ
うに燃料集合体内に冷却に寄与しない水が存在すること
は、熱的余裕の確保の観点からは好ましくなく、出力密
度を高めて経済性の向上を図るには適していない。
【０００４】本発明の目的は、炉停止余裕及び熱的余裕
を増大し、炉心単位体積当たりの原子炉出力を増加でき
る沸騰水型熱中性子炉及びその運転方法を提供すること
にある。
【０００５】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成する本発
明の特徴は、水ギャップ領域及び水ロッド内の領域を含
む非沸騰水領域の合計横断面積Ａとチャンネルボックス
内で燃料棒及び水ロッドの外側に形成される沸騰水領域
の横断面積Ｂの関係がＢ／(Ａ＋Ｂ)≧０.７５を満足す
るように構成した炉心を有する。好ましくは、０.９≧
Ｂ／(Ａ＋Ｂ)≧０.７５ に設定するのがよい。これによ
り十分な炉停止の余裕ができる。
【０００６】上記目的を達成する本発明の運転方法の特
徴は、炉心の横断面における単位面積当たりの冷却材流
量を、少なくとも運転サイクルの一時期において、３.
０×１０3ｔ／ｈ／ｍ2〜４.０×１０3ｔ／ｈ／ｍ2 とす
ることである。
【０００７】
【作用】Ｂ／(Ａ＋Ｂ)≧０.７５ の関係を満たすことに
よって、炉心横断面における単位面積当たりの冷却材流
量を３.０×１０3ｔ／ｈ／ｍ2 以上を確保できる。好ま
しくは、Ｂ／(Ａ＋Ｂ)≦０.９ が満たされることによっ
て従来と同等以上の炉停止余裕が確保される。
【０００８】炉心の横断面における単位面積当たりの冷
却材流量を、少なくとも運転サイクルの一時期におい
て、３.０×１０3ｔ／ｈ／ｍ2〜４.０×１０3ｔ／ｈ／
ｍ2とすることによって、炉心出口における蒸気流量を
増加、すなわち原子炉出力を増加できる。この原子炉出
力の増加は、冷却に寄与しない非沸騰水領域を減らして
沸騰水領域を増やすことで冷却水流路面積が大きくな
り、図５に示すように、炉心の圧力損失を増大させるこ
となく冷却水流量を増やすことによって達成できる。
【０００９】
【実施例】本発明は、以下の検討結果に基づいてなされ
たものである。
【００１０】図３に示すように、炉心の横断面の単位面
積当たりの冷却水流量が増えるにつれ、限界出力比が増
大し、熱的余裕が増える。得られた熱的余裕を活用し
て、限界出力比が一定となるように原子炉の熱出力を高
めると、電気出力に相当する炉心出口の蒸気流量は、炉
心横断面の単位面積当たりの冷却水流量の増加と共に増
大していく。しかしながら、再循環ポンプまたはインタ
ーナルポンプのキャビテーション現象を抑制するため
に、一定の入口サブクールをとることが一般的であるの
で、過度に流量を増やすと冷却水は沸騰する前に炉心出
口に到達してしまうことになり、蒸気流量は逆に減少す
る。
【００１１】発明者等は、以上の考察から、炉心出口の
蒸気流量には最大値が存在すると考えた。種々の検討の
結果、図４に示すように、炉心横断面の単位面積当たり
の冷却水流量が３.０×１０3ｔ／ｈ／ｍ2〜４.０×１０
3ｔ／ｈ／ｍ2の範囲で炉心出口の蒸気流量は、ほぼ最大
となることがわかった。換言すれば、３.０×１０3ｔ／
ｈ／ｍ2〜４.０×１０3ｔ／ｈ／ｍ2の範囲になるように
炉心横断面の単位面積当たりの冷却水流量を調節するこ
とにより、熱的余裕を確保しつつ、炉心単位体積あたり
の原子炉出力を増大できる。
【００１２】（実施例１）本発明の実施例１である沸騰
水型熱中性子炉の運転方法を適用する沸騰水型熱中性子
炉の構造を、図１に基づいて説明する。
【００１３】沸騰水型熱中性子炉においては、原子炉圧
力容器１内に炉心２が設けられ、炉心２に冷却水を供給
するインターナルポンプ３が設けられる。多数の燃料集
合体が炉心２内に装荷されている。中性子検出器４が炉
心２内に設置されている。インターナルポンプ３から吐
出されて炉心２内に供給される冷却水流量(炉心流量)を
検出する流量計５が設けられている。
【００１４】冷却水はインターナルポンプ３によって昇
圧され、下部プレナム６を経由して炉心２内に達する。
この炉心２に供給される冷却水流量は、インターナルポ
ンプ３の回転速度が設定値になるように調節される。イ
ンターナルポンプ３の回転速度は、具体的には、制御装
置７が流量計５の出力に基づいてインバータ電源装置８
を制御することによって、調節される。
【００１５】本実施例では、運転サイクル初期における
定格の炉心流量を３.０×１０3ｔ／ｈ／ｍ2，運転サイ
クル末期での最大炉心流量を３.３×１０3ｔ／ｈ／ｍ2
になるように調節する。これらは、炉心内で燃料集合体
が装荷されている部分の単位横断面積当たりの流量であ
る。本実施例では、運転サイクルの間、炉心内で燃料集
合体が装荷されている部分の単位横断面積当たりの冷却
水流量が３.０×１０3ｔ／ｈ／ｍ2 になるように制御さ
れる。運転サイクルとは、原子炉が起動されてから燃料
交換のために停止されるまでの期間である。
【００１６】本実施例の沸騰水型熱中性子炉は、出力約
８００ｋＷ，水頭約４０ｍの性能を有するインターナル
ポンプ３を１２台備えている。
【００１７】炉心２の詳細構成を図２を用いて、以下に
説明する。燃料集合体９は、ジルカロイ合金製の被覆管
内に濃縮ウラン酸化物からなる燃料物質を充填した燃料
棒１０を束ねる。この束ねられた燃料棒をジルカロイで
できた外幅約２０cmの断面が正方形の筒状のチャンネル
ボックス１１で覆って燃料集合体を構成する。隣接する
燃料集合体９の間には、余剰反応度を制御し、また、原
子炉を安全に停止するために、炭化硼素を含む吸収棒１
２を束ねた十字型制御棒１３が挿入される。燃料棒１０
の直径は約１２mm，燃料ペレット径は約１０mm，燃料棒
１０の間隔は約１５mm，平均ウラン濃縮度が約６％の燃
料棒１６９本が、１３行１３例で配列されている。この
ときの沸騰水領域と(非沸騰水領域＋沸騰水領域)の面積
比（以下、沸騰水領域割合という）は０.７６であり従
来技術のＣ格子炉心の約０.６８（従来の大型Ｋ格子炉
心でもほぼ同等）より大きく設定されている。このよう
な構成によって、従来技術に比べ冷却材流路面積が大き
くなる。そのため、炉心の圧力損失を一定とする条件の
下で、冷却水流量を３.０×１０3ｔ／ｈ／ｍ2 まで大き
くしている。冷却材流量を大きくすると、図３に示した
ように限界出力比が増大し、熱的余裕が増える。すなわ
ち、得られた熱的余裕を活用して、図４に示したように
電気出力に相当する原子炉の出口蒸気流量をほぼ最大に
できる。
【００１８】熱出力を一定として、冷却水流量を３.０
×１０3ｔ／ｈ／ｍ2 まで大きくした場合、蒸気流量は
熱出力にほぼ比例するため一定である。これに対して、
液相の流量が増えるため、炉心の平均ボイド率は低減さ
れ、さらに炉心出口(炉心上部)のボイド率も低減され
る。炉心入口（炉心下部）のボイド率は冷却材流量によ
らずほぼ零で一定であるため、炉心上部と炉心下部のボ
イド率の差は、冷却材流量が増えるほど小さくなる。し
たがって、中性子の減速効果の差も小さくなり、軸方向
における出力分布が平坦化されるという効果が得られ
る。さらに、平均ボイド率が下がることにより、冷温時
における反応度の上昇幅も低減されるので、炉停止余裕
を大きくできる。
【００１９】（実施例２）本発明の他の実施例である沸
騰水型熱中性子炉を以下に説明する。本実施例の沸騰水
型熱中性子炉は、炉心２が図２の構成の替りに図５の燃
料集合体１５を装荷して構成される。燃料集合体１５
は、正六角形の横断面の筒状のチャンネルボックス１６
内に多数の燃料棒１０を正三角形格子状に配置し、燃料
棒１０の間に複数の制御棒案内管１７を配置することに
より構成される。それぞれの制御棒案内管１７内には、
クラスター制御棒が挿入される。
【００２０】本実施例よれば、実施例１と異なり、燃料
集合体の外側に制御棒挿入用スペースが不要となる。そ
して、燃料集合体の大きさにかかわらず、非沸騰水領域
の割合を減らし、沸騰水領域の割合を０.７６ 程度に増
やすことができる。このような炉心を有する本実施例の
沸騰水型熱中性子炉においては、制御装置７により、運
転サイクルの期間中、炉心流量を３.０×１０3ｔ／ｈ／
ｍ2 （運転サイクル初期）〜４.０×１０3ｔ／ｈ／ｍ
2(運転サイクル末期）に調節される。本実施例において
も、実施例１と同様な効果を得ることができる。
【００２１】（実施例３）次に、燃料集合体を取囲む水
ギャップ内で燃料集合体の１つのコーナー部に面する側
に制御棒を挿入するＣ格子炉心を用いた沸騰水型熱中性
子炉の実施例を以下に説明する。
【００２２】Ｃ格子炉心は、図７に示すように、図２に
示す燃料集合体の横断面積のルート２分の１の横断面積
を有する燃料集合体１８が装荷されて構成される。制御
棒２０が、隣接する４体の燃料集合体１８の間に、挿入
される。燃料棒１９においては、図８に示すように密封
された被覆管２０内に燃料ペレット２１が充填され、被
覆管２０内の下端部にガスプレナム２２が形成されてい
る。ガスプレナム２２の軸方向の長さは、４０cmであ
る。
【００２３】本実施例によれば、燃料集合体１８内で圧
力損失が相対的に小さい下部の単相流部の長さが増加
し、相対的に圧力損失の大きい二相流部の長さが短くな
り、炉心の圧力損失を約１０％低減できる。
【００２４】制御装置７は、インターナルポンプ６の回
転速度を制御し、定格炉心流量を３.０×１０3ｔ／ｈ／
ｍ2 に制御する。本実施例においても、実施例１と同様
な効果が得られる。
【００２５】（実施例４）本実施例は、上端部にガスプ
レナムを有する多数の燃料棒で構成された燃料集合体２
３が炉心に装荷された沸騰水型熱中性子炉を対象にした
ものである。この沸騰水型熱中性子炉の炉心は、図７に
示すＣ格子炉心である。燃料集合体の支持構造は、図９
に示される。すなわち、燃料集合体２３の下部タイプレ
ートは、燃料支持金具２４に支持される。冷却水案内管
２５は、その上端部内に燃料支持金具２４が挿入され、
その下端部が仕切り板２６に取り付けられる。仕切り板
２６は、原子炉圧力容器１に取り付けられる制御棒ハウ
ジング２７に設置される。冷却水案内管２５は、燃料集
合体の横断面積よりも小さい。冷却水は、冷却水案内管
２５を通り燃料集合体２３内に供給される。冷却水案内
管２５を流れる冷却水の慣性により、燃料集合体２３の
冷却水入口オリフィス口径を大きくしても熱水力的安定
性を確保し、炉心の圧力損失を低減できる。本実施例で
は、燃料集合体ピッチ約１５cmに対して、冷却水案内管
の内径が約５cmである。
【００２６】制御装置７は、インターナルポンプ６の回
転速度を制御することにより、定格炉心流量を３.０×
１０3ｔ／ｈ／ｍ2 に制御する。従って、熱的余裕を増
やすことができ、本実施例も、実施例１と同様な効果が
得られる。
【００２７】なお、実施例３及び４の低圧損のための技
術は、実施例１及び２に適用することも可能であり、冷
却材流量の増加や燃料の装荷量の増加を通じて、熱的余
裕増大に関し一層の効果が得られる。
【００２８】（実施例５）この実施例は、図１０の燃料
集合体２８を装荷した炉心を備えた沸騰水型熱中性子炉
に関係する。燃料集合体２８は、上部タイプレート２９
及び上部タイプレート３０を有し、燃料棒１の上端部及
び下端部が上部タイプレート２９及び上部タイプレート
３０に保持されている。複数の燃料スペーサ３１が軸方
向に配置される。燃料棒群１の間にはそれよりも軸方向
の長さが短い部分長燃料棒３２が配置される。部分長燃
料棒の配置によって圧力損失が実施例１よりも減少す
る。
【００２９】このような沸騰水型熱中性子炉も、冷却水
流量が実施例１のように制御される。本実施例において
も、実施例１と同様な効果が期待できる。
【００３０】（実施例６）実施例１においては、冷却水
流量の増加によって熱的余裕の増大を図った。これを活
用して出力密度を高めると、燃料装荷量を一定とすると
燃料の取替えの数を増やす必要があるため、燃料経済性
が損なわれる。
【００３１】出力密度を高めた場合に、従来技術と同等
の燃料経済性を確保するためには、比出力（単位燃料重
量当たりの熱出力）を従来技術と同等にすればよい。図
４より、冷却水流量の増加によって、出力密度を約１０
％増加させることができることがわかる。この場合に比
出力を一定にするためには、単位体積当たりの燃料の装
荷量を約１０％以上増やせばよい。図１１に示すよう
に、炉心横断面積の単位面積に占める非沸騰水領域の割
合を実施例１と同じにして、沸騰水領域の一部を燃料棒
に置き換えて、燃料棒の配列を１３行１３列から１４行
１４列にすると、燃料集合体３５の単位体積当たりの燃
料装荷量が、特開昭63−82392 号公報に開示の従来技術
から推定される２.４kg／ｌから２.６kg／ｌまで、約１
０％増加できた。沸騰水領域の割合は、従来技術と同等
の０.６８である。
【００３２】制御装置７により、冷却水流量は、炉心横
断面の単位体積当たり３.０×１０3ｔ／ｈ／ｍ2 に制御
される。
【００３３】本実施例の炉心によれば、図１２に示すよ
うに、冷却水流量を増やすことにより、出力密度を従来
の５０ｋＷ／ｌから５５ｋＷ／ｌに約１０％高めて発電
容量を増大する場合にも、取替え体数を増やすことなく
対応でき、従来技術と同等の燃料経済性を確保できる。
【００３４】（実施例７）以上説明した実施例は、運転
サイクルの初期から末期まで、従来技術に比べ冷却水流
量を増加して熱的余裕を増やした。本実施例において
は、図１３に示すように、運転サイクル初期での冷却水
流量を従来と同等の約２.５×１０3ｔ／ｈ／ｍ2 とし、
運転サイクル末期での冷却水流量を約３.３×１０3ｔ／
ｈ／ｍ2 に、制御により制御される。
【００３５】本実施例によれば、運転サイクルの期間を
通じて、熱的余裕を確保し、圧力損失の増大を抑制しつ
つ、スペクトルシフトによる余剰反応度制御及び反応度
利得による省ウラン効果がある。
【００３６】
【発明の効果】本発明によれば、炉停止余裕及び熱的余
裕を増大させ、炉心単位体積当たりの原子炉出力を増加
できる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の一実施例を適用する沸騰水型熱中性子
炉の構成図である。
【図２】図１の炉心の局部横断面図である。
【図３】炉心横断面の単位面積当たりの冷却水流量と限
界出力比増分及び平均ボイド率との関係を示す特性図で
ある。
【図４】炉心横断面の単位面積当たりの冷却水流量と炉
心出口における蒸気流量との関係を示す特性図である。
【図５】炉心横断面の単位面積当たりの冷却水流量と沸
騰水の領域割合との関係を示す特性図である。
【図６】本発明の他の実施例を適用する沸騰水型熱中性
子炉の炉心に装荷する燃料集合体の縦断面図である。
【図７】本発明の他の実施例を適用する沸騰水型熱中性
子炉の炉心の局部横断面図である。
【図８】図７の燃料棒の縦断面図である。
【図９】本発明の他の実施例を適用する沸騰水型熱中性
子炉の炉心に装荷する燃料集合体及び燃料支持構造の縦
断面図である。
【図１０】本発明の他の実施例を適用する沸騰水型熱中
性子炉の炉心に装荷する燃料集合体の縦断面図である。
【図１１】本発明の他の実施例に適用する沸騰水型熱中
性子炉の炉心の横断面図である。
【図１２】燃料装荷量と燃料取替え体数との関係を示す
特性図である。
【図１３】サイクル燃焼度と炉心横断面の単位面積当た
りの冷却水流量との関係を示す特性図である。
【符号の説明】
１…原子炉圧力容器、２…炉心、３…インターナルポン
プ、７…制御装置、９，１５，１８，２３，２８，３５
…燃料集合体、１０…燃料棒、２２…ガスプレナム、２
４…燃料支持金具、２５…冷却水案内管、２７…制御棒
ハウジング、３２…部分長燃料棒。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.6 識別記号 庁内整理番号 ＦＩ 技術表示箇所 Ｇ２１Ｃ 7/32 ＧＤＢ Ｚ 9117−2Ｇ (72)発明者 石橋 洋子 茨城県日立市大みか町七丁目２番１号 株 式会社日立製作所エネルギー研究所内 (72)発明者 横溝 修 茨城県日立市大みか町七丁目２番１号 株 式会社日立製作所エネルギー研究所内

Claims (9)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】チャンネルボックスに囲まれ内部に水ロッ
    ドを有する複数の燃料集合体が装荷された沸騰水型熱中
    性子炉の炉心において、前記チャンネルボックスの周囲
    に形成された水ギャップ領域及び前記水ロッド内の領域
    を含む非沸騰水領域の合計横断面積Ａと、前記チャンネ
    ルボックス内で前記燃料棒及び前記水ロッドの外側に形
    成される沸騰水領域の横断面積Ｂの関係が、Ｂ／(Ａ＋
    Ｂ)≧０.７５ を満足する炉心を備えたことを特徴とす
    る沸騰水型熱中性子炉。
  2. 【請求項２】前記関係式が０.９≧Ｂ／(Ａ＋Ｂ)≧０.７
    ５の関係を満足する請求項１の沸騰水型中性子炉の炉
    心。
  3. 【請求項３】複数の燃料棒を有する燃料集合体を装荷し
    た炉心を有する沸騰水型熱中性子炉の運転方法におい
    て、前記炉心の横断面における単位面積当たりの冷却材
    流量を、少なくとも運転サイクルの一時期において、
    ３.０×１０3ｔ／ｈ／ｍ2〜４.０×１０3ｔ／ｈ／ｍ2と
    することを特徴とする沸騰水型熱中性子炉の運転方法。
  4. 【請求項４】ガスプレナムが前記燃料棒の内部の下端部
    に設けられた請求項３の沸騰水型熱中性子炉の運転方
    法。
  5. 【請求項５】クラスター型制御棒を挿入する制御棒案内
    管が前記燃料棒間に配置されている請求項３の沸騰水型
    熱中性子炉の運転方法。
  6. 【請求項６】前記燃料集合体内に冷却材を導く冷却材管
    路が前記燃料集合体の下方に設けられた請求項３の沸騰
    水型熱中性子炉の運転方法。
  7. 【請求項７】前記燃料集合体が、複数の第１燃料棒と、
    前記第１燃料棒よりも軸方向の長さが短い複数の第２燃
    料棒を含む請求項３の沸騰水型熱中性子炉の運転方法。
  8. 【請求項８】前記燃料集合体の単位体積当たりの燃料重
    金属の平均装荷量が２.６kg／ｌ 以上である請求項３の
    沸騰水型熱中性子炉の運転方法。
  9. 【請求項９】前記沸騰水型熱中性子炉は、前記燃料集合
    体の横断面における１つの対角線方向において、前記燃
    料集合体の両側に中性子吸収材を含む制御棒を挿入する
    構成である請求項３の沸騰水型熱中性子炉の運転方法。
JP6222954A 1993-09-20 1994-09-19 沸騰水型熱中性子炉及び沸騰水型熱中性子炉の運転方法 Pending JPH07167988A (ja)

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