JPH0785115B2 - 圧力管型原子炉とその原子炉の運転方法 - Google Patents

圧力管型原子炉とその原子炉の運転方法

Info

Publication number
JPH0785115B2
JPH0785115B2 JP62040318A JP4031887A JPH0785115B2 JP H0785115 B2 JPH0785115 B2 JP H0785115B2 JP 62040318 A JP62040318 A JP 62040318A JP 4031887 A JP4031887 A JP 4031887A JP H0785115 B2 JPH0785115 B2 JP H0785115B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
region
fuel
heavy water
core
neutron
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
Application number
JP62040318A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS63208790A (ja
Inventor
国寿 栗原
和雄 畦倉
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.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
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
Application filed by Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Ltd
Priority to JP62040318A priority Critical patent/JPH0785115B2/ja
Publication of JPS63208790A publication Critical patent/JPS63208790A/ja
Publication of JPH0785115B2 publication Critical patent/JPH0785115B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、圧力管型原子炉に関するものである。
〔従来の技術〕
従来の圧力管型原子炉では、第5図に示すように、燃料
棒1を複数本束ねて燃料集合体を構成し、この燃料集合
体を圧力管2の中に装荷した構成であり、圧力管2の外
部には断熱材としてのガス(CO2ガス等)を充填したギ
ヤツプ領域3を介してカランドリア管4が取巻いてお
り、その外部に中性子減速材5(重水等)が充填されて
いる。燃料棒内の核分裂で発生した熱を除去するため
に、圧力管2の内部を冷却材(軽水等)6が流されてい
る。重水減速沸騰軽水冷却圧力管型原子炉では、カラン
ドリア管の外部には減速材として重水が使われており、
冷却材である軽水は圧力管内に炉心下部から流入し、燃
料棒からの熱を受けて沸騰しつつ上部から流出してゆ
き、燃料集合体の軸方向平均ボイド率は約40%である。
このような圧力管型原子炉では、第6図に示すように、
前記圧力管2を多数格子状に配列して炉心を構成してお
り、減速材である重水はカランドリアタンク7の中に蓄
えられている。
圧力管型原子炉では、上記の構造によつて、定格出力で
運転中でも各圧力管ごとに燃料交換を可能とし、プラン
ト稼動率の向上、燃料の有効活用などを実現している。
また、圧力管内部の冷却材領域とカランドリア管外部の
減速材(重水)領域とを分離することにより、重水中に
混入する中性子吸収材(液体ポイズン)の量を調節して
出力を制御する方法が容易に適用できて炉心運用が簡素
化されると共に、燃料棒が圧力管内に束ねられているた
め外部の重水領域で減速された中性子に対する共鳴エネ
ルギーでの自己しやい効果が大きくなり、熱中性子の割
合が増えて中性子経済が向上し、燃料の利用率が向上す
るなどの利点がある。
このような特長をもつ圧力管型原子炉において、燃料の
利用率をより一層高める方法が、従来から各種検討され
ている。燃料の利用率を高める基本的な考え方は、燃料
に含まれる燃料親物質を可能なかぎり多く核分裂性核種
に変換してやり、生じた核分裂性核種をできるだけ多く
核分裂させて発生する熱を取出すことである。即ち、燃
料の転換比を高めて多量の核分裂性核種を生成したの
ち、その生成核種をうまく設焼させることである。この
方法として、よく知られているのがスペクトル・シフト
法であり、初め中性子エネルギースペクトルをハード
(平均エネルギーを高く)にして燃料の転換比を高めて
炉心を運転して多量の核分裂性核種を生成しておき、後
半ではスペクトルをソフト(平均エネルギーを低く)に
して熱中性子利用率を高め、生成した核分裂性核種を多
量に燃焼させる方法である。
圧力管型原子炉では、冷却材領域と減速材領域が完全に
分離されているので、冷却能力に影響を及ぼすことな
く、減速材の量を制御することが可能であり、スペクト
ル・シフト法の採用に適した原子炉である。即ち、運転
期間の前半では重水の量を少なくしてスペクトルをハー
ドにし、後半では重水の量を増やして中性子の減速割合
を増大してスペクトルをソフトにすることができる。
このスペクトル・シフト法を実現するために、従来から
数多くのやり方が提案されている。従来技術の一つは、
重水中にボイド(気泡)を発生させ、そのボイド率を調
節してスペクトルを制御する方法である。しかし、この
方法は、ボイド率の空間的制御が困難で、炉心に不安定
をもたらす恐れがあり具体化していない。他の従来技術
として、重水中に中性子吸収断面積の小さい物質を混
ぜ、その量を調節してスペクトルを制御する方法があ
る。しかし、この方法も、要請される特性を持つ物質の
選定や混入後の重水からの分離などが難かしく、具体化
していない。他の従来技術として、重水領域内にさらに
配管をし、管内にのみ重水を注入し、その重水量を調節
してスペクトルを制御する方法がある。しかし、この方
法は、炉内構造が複雑になり製作性,信頼性等が劣化す
ると共に、構造材による中性子吸収により中性子経済も
低下する。
運転サイクルの間にスペクトルシフトを行う上記の方法
とは少し異なるが、通常の重水減速圧力管型原子炉に比
べ、スペクトルを大幅にハードにする従来技術として、
アール ユイガル エト オル「アナライズイス オブ
ハイ コンバータ プレツシヤー チユーブ レアク
ター(R.Yigal,et al“Analysis of High Convertor Pr
essure Tube Reactor")(Nucl.Tech.,vol.73,210(198
6))に記載されている方法がある。この方法では、重
水領域に重水ではなくガスを充填(ボイド状態)して中
性子減速効果を弱めてスペクトルをハードにして転換比
を向上している。しかし、この方法では、炉心高さ方向
(圧力管の軸方向)の中性子漏洩が大きくなるため、圧
力管どうしが接触する程度まで圧力管のピツチをつめて
漏洩効果を小さくする必要があり、製作性に困難が生じ
る。
〔発明が解決しようとする問題点〕
上記従来技術のうち、重水中でボイドの空間制御を行つ
たり、弱中性子吸収物質を混入取り出しする方法は、炉
心反応度や出力分布などの制御性について十分配慮され
ておらず、炉心が不安定になりやすいという問題があつ
た。また、重水領域内に重水管を設置する方法や圧力管
のピツチを極端に狭める方法は、スペースあるいは強度
の面からの配慮がされておらず、製作性及び中性子経済
の面で問題があつた。
本発明の目的は、炉心特性が安定で制御性に勝れ、製作
が容易で中性子経済の良い圧力管型原子炉を提供するこ
とにある。
〔問題点を解決するための手段〕
第1発明は、燃料集合体が装荷される炉心の領域に、中
性子エネルギースペクトルのハードな領域と、ソフトな
領域と、前記ハードな領域と前記ソフトな領域の各中性
子エネルギーの中間の中性子エネルギーを有する中間ス
ペクトル領域とを備えた圧力管型原子炉であり、第2発
明は、中性子減速材を内蔵した炉心の燃料集合体装荷領
域に、複数の原子炉燃料棒を束ねた燃料集合体を複数体
装荷して成る圧力管型原子炉において、前記炉心の中性
子エネルギースペクトルのハードな領域と、ソフトな領
域と、前記ハードな領域と前記ソフトな領域の各中性子
エネルギーの中間の中性子エネルギーを有する中間スペ
クトル領域との各領域に既存する前記燃料集合体のう
ち、前記中間スペクトル領域に既存する前記燃料集合体
を前記ソフトな領域に移し、前記ハードな領域に既存す
る前記燃料集合体を前記中間スペクトル領域に移し、こ
のような既存する燃料集合体の移し変えに基づき前記ハ
ードな領域に生じた空の前記燃料集合体装荷領域に初め
て前記炉心に装荷しようとする新たな燃料集合体を装荷
し、しかる後に前記圧力管型原子炉の運転を再開するこ
とを特徴とした圧力管型原子炉の運転方法である。
〔作用〕
第1発明および第2発明によれば、圧力管型原子炉の新
燃料集合体が炉心に装荷されると、その燃料集合体は、
まずは中性子エネルギースペクトルのハードな領域で反
応させて燃料転換比を向上させることにより、核分裂性
核種を蓄積する。次ぎに、その燃料集合体は中間スペク
トル領域に移されて再反応させ、燃料反応度を高める作
用を得、その後に、中性子エネルギースペクトルのソフ
トな領域で再々反応させて、再び反応度を高める作用を
得、単一燃料集合体からの発生出力量を増大させる。そ
の増大に際して、中性子エネルギースペクトルのハード
な領域からソフトな領域へ一気に燃料集合体を移すので
はなく、中間スペクトル領域に滞在経由させて移すの
で、燃料に大きな出力ピーキングを引き起こすこと無く
反応させ、出力分布を平坦化させ、出力制御性が良好と
なる作用が得られる。
〔実施例〕
本発明の実施例にあつては、発明の目的は燃料集合体を
装荷した炉心領域を半径方向に複数領域に分割し、各領
域のカランドリア管外部の減速材領域に充填する減速材
を変えることにより、ハード・スペクトル領域(減速材
として重水ガス,Heガスなどの気体を使用)、ソフト・
スペクトル領域(減速材として重水や黒鉛など中性子減
速能の強い物質を使用)、及びそれらの中間的なスペク
トルをもつ中間スペクトル領域(減速材として重水に中
性子吸収材を混入したものや低密度の黒鉛などを使用)
を設けた炉心構成において、新燃料をハード・スペクト
ル領域に装荷し、次に、中間スペクトル領域、最後に、
ソフト・スペクトル領域と順次移してゆくと共に、各領
域ごとには、適当な運転サイクル数ずつ滞在させる燃料
交換法を採用することにより達成される。なお、炉心領
域の軸方向上下及び半径方向周辺部には、重水などの減
速材からなる中性子反射体領域を設置し、燃料集合体と
しては、軸方向中央部から上下端部にゆくに従つて反応
度が低くしてある多領域燃料集合体を装荷する。
重水減速軽水冷却圧力管型原子炉の減速材密度と無限増
倍率及び燃料転換比の関係の一例を第7図に示す。減速
材(重水)密度を下げてゆくと、無限増倍率か減少する
が、燃料転換比は増大し、ボイド時(重水密度〜零)に
最大となる。これは、減速材密度が下がると中性子の重
水原子核による減速効果が減るため、低エネルギー中性
子の割合が減り中性子の平均エネルギーが増す(中性子
エネルギースペクトルがハードになる)ので、共鳴エネ
ルギー領域で吸収される中性子割合が増えて燃料転換比
は増すと同時に無限増倍率は低下していくためである。
本発明は、圧力管型原子炉のこのようなスペクトル・シ
フト効果を利用するものであり、無限増倍率の燃焼変化
を示す第8図に基づいて説明する。新燃料は、ハード・
スペクトルのI領域に装荷され、定格出力を発生しつ
つ、この領域の高転換性を活かしてプルトニウム核分裂
性核種を蓄積する。運転と共に、I領域での燃料反応度
(無限増倍率の大きさに対応)が低下してゆくが、プル
トニウムの生成量をかせぐために最大限長期間滞在させ
た後、I領域での必要な燃料反応度を持たなくなつた段
階で中間スペクトルのII領域に移して、少しソフトなス
ペクトル場の中で燃料反応度を高めて運転する。同様に
して、II領域で燃焼して燃料反応度の低下した段階で、
もつともスペクトルのソフトなIII領域に移し、再び燃
料反応度を高めて運転し、単一燃料からの発生出力量
(取出燃焼度)を増大する。
即ち、本発明では、新燃料を燃料転換比の高いハード・
スペクトル領域へ装荷して多量の核分裂性プルトニウム
を生成しておき、つぎに、ソフト・スペクトルの領域II
及びIIIに順次移して、生成した核分裂生成物を効率よ
く最大限燃焼させるものである。
また、ボイド反応度係数が負であるハード・スペクトル
領域を設けたため、炉心全体のボイド反応度係数は負側
に移行する。
以下、本発明の実施例をより具体的に第1図から第4図
までを使つて説明する。
第1図に示すのは、本発明の第1の実施例における原子
炉の垂直断面図であり、第2図は水平断面図である。こ
の炉心は径方向中心に減速材である気体の重水蒸気が循
環するガス領域8を、その外側にボロン溶液を含んだ重
水が循環するポイズン含有重水領域9を、さらにその外
側の重水領域10を有している。重水領域10は、第1図か
ら分るように、ガス領域8およびポイズン含有重水領域
9の上下部に広がり、中性子反射体として作用する。以
上にあげた各領域は、仕切板11によつて分離され、減速
材が混じらないようになつている。この炉心を、複数本
の圧力管が上下に貫通するがこれらの圧力管は減速材で
ある重水に直接触れないように、重水領域内ではカラン
ドリア管4内に置かれる。圧力管とカランドリア管との
間を断熱材である炭酸ガスが下から上へ循環する。ガス
領域を貫通する圧力管の場合、カランドリア管は中性子
反射体として作用する炉心上部及び下部の重水領域の部
分だけに置かれ、この隙間は重水蒸気の出入口となる。
上記圧力管内部には複数本の燃料棒1がクラスター状に
配置される。第3図にその断面図を示す。燃料棒内に
は、分裂性Pu富化度8%程度の混合酸化物(MOX)燃料
が充填されるが、図に示すように、上記端部の10cm〜20
cmの領域はプルトニウム富化度が上・下端部に向かつて
段階的に低くなるように構成されている。これはガス領
域8における軸方向出力ピーキング係数を下げるのが目
的である。
上記の実施例においては、新燃料集合体は径方向中心の
ガス領域に装荷する。ここでは、減速効果が小さいた
め、初期の余剰反応度が抑えられ、燃料転換比が高めら
れる。この領域で燃焼度が約30,000MWd/t程度になるま
で燃焼させた後、燃料交換時にこの燃料を外側のポイズ
ン含有重水領域9に装荷する。ここでは、重水中のボロ
ンにより、減速効果が増大したことによる余剰反応度を
押える。ここで、燃焼度が約45,000MWd/t程度に達する
まで燃焼させた後、その燃料集合体をさらに外側のポイ
ズンを含まない重水領域10に装荷し、燃焼度100,000MWd
/t程度まで燃焼させることができる。同じPu富化度の燃
料集合体を使つた従来の炉心に比べ、取出燃焼度は20%
以上増大する。
また、炉心中央部にボイド反応度係数が負である気体減
速材領域を設けてあるので炉心全体のボイド反応度係数
も負側に移行し、過渡時及び事故時の安全性が向上す
る。
次に、本実施例で減速材物質として用いている重水の循
環フローを第4図に示す。図に示すように、重水領域10
およびポイズン含有重水領域9から出てきた重水はそれ
ぞれポンプ15および冷却器16を通つて、制御棒案内管17
の上部から炉心内へ戻される。ポイズン含有重水領域内
のボロン濃度はボロン濃度調節器18により調節される。
ガス領域を循環する重水蒸気はカランドリア管と圧力管
との隙から出入する。ガス領域8から出てきた重水蒸気
はポンプを通つた後、冷却器で冷却され、再びカランド
リア管の隙間からガス領域へ戻される。冷却時に液化し
た重水は重水タンク19に一時貯えられ、適時に蒸気発生
器20によつて気化された後に炉心内に戻される。これら
の循環系は、重水が不足した時には重水タンク21から必
要なだけ補給される。
以上に述べた本実施例によれば、減速材として重水のみ
を用いてスペクトルシフト運転が可能である。このよう
に同一物質を用いているために、循環系の構造が複雑に
ならずにすむという利点がある。また、重水中のボロン
濃度は容易に調節できるため、制御が容易という利点も
ある。
本実施例では、ガス領域8での減速材として重水蒸気を
用いたが、その代りにヘリウム,炭酸ガスなどを使用す
ることも可能である。このようなガスを用いた場合、重
水タンク19および蒸気発生器20が要らず、循環系が簡単
になる。とくに炭酸ガスを使用した場合、重水領域10お
よびポイズン含有重水領域9の圧力管とカランドリア管
との間を流れる炭酸ガスと循環系を共有できるので、プ
ラント構成がとくに簡単になるという利点がある。
また、本実施例では炉心を囲む中性子反射体を重水領域
としたが、中性子反射体の部分だけを仕切板で分離し、
そこを軽水領域とすることが考えられる。その方法によ
れば重水の使用量を減らし、原子炉の製作コストを低減
できる。また、中性子反射体領域に黒鉛を置くことによ
つても同様の効果が得られるものと考えられる。
さらに、ここでは燃料の余剰反応度を押えるために、重
水領域の一部にボロンを混入した。それに代る方法とし
てピロン酸などの物質をこの領域の重水中に混入させる
ことも考えられる。これは重水素の個数密度を小さくす
ることによつて中性子束スペクトルを硬化させ、余剰反
応度を押えるものであり、燃料転換比が改善されるとい
う利点がある。
最後に、本実施例では燃料としてMOX燃料を使用した
が、濃縮ウラン燃料を使用することも可能である。ま
た、ガス領域の軸方向出力分布を平坦化するため、プル
トニウム富化度(あるいはウラン濃縮度)を軸方向に変
化させる方法を用いたが、別の方法として燃料ペレツト
の密度を変える方法、中空ペレツトを使用する方法など
も考えられる。
本発明の第2の実施例を第9図から第11図までを用い
て、以下に説明する。
第9図は第2の実施例による原子炉の垂直断面図、第10
図は水平断面図である。この炉心は径方向中心部にガス
領域8を、その外側に重水領域10を、さらにその外側に
軽水・重水混合領域22を有している。これらの3領域の
外側を中性子反射体である重水層23が取囲んでいる。
本実施例では、新燃料集合体は径方向中心のガス領域8
で燃焼させた後、外側の重水・軽水混合領域22で燃焼さ
せ、その後、中間部にある重水領域10に装荷して燃焼さ
せる。この例では重水・軽水混合領域22での中性子を過
減速状態とすることにより、ガス領域から取出した燃料
の余剰反応度を押えている。重水・軽水混合領域は燃料
転換比が低いため、ここでの滞在期間は他の2領域での
滞在期間よりも短くする。なお、これらの各領域を径方
向に内側から上記の順序で配置したのは、隣接する領域
間の中性子スペクトルの差を小さくするためであり、領
域間の出力ミスマツチが小さくできる。なお、この効果
を期待しないで、重水領域を最外層に置けば、この領域
と重水反射体とのしきり板が不要となり、構造が簡素化
される。
第11図は、本実施例における減速材の循環系統図であ
る。この例では、循環ループの一つが軽水・重水混合物
のループになり、軽水補給用の軽水タンク24が加わる。
また、中性子反射体である重水層23が仕切板によつて分
離されているため、重水循環ループが一つ増加する。
以上に述べたように、第2の実施例によれば、重水中に
ボロンなどのポイズンを含有させる代りに、軽水・重水
混合物を使用することによつても圧力管型原子炉のスペ
クトルシフト運転が実現できる。この方法を用いると、
重水の使用量を減らすことができ、その分だけ建設コス
トを低減できると考えられる。
この実施例では炉心内の重水領域と、中性子反射体であ
る重水層23とを分離したが、両者の間の仕切板を除いて
一領域とすることも考えられる。この場合、重水循環ル
ープの数が一削減できる。また、反射体を軽水層あるい
は黒鉛領域とすることにより、重水使用量を低減できる
のは第1の実施例の場合と同様である。
第12図には第3の実施例を示す。この実施例では、ガス
領域8の外側に黒鉛領域25を、その外側に重水領域10を
置く。ガス領域を上下から、反射体として黒鉛領域が挟
んでいる。これらの各領域を圧力管2が上下に貫通して
いる。
この例では、燃料はまずガス領域に装荷され、次に黒鉛
領域へ、最後に重水領域に装荷される。
この実施例によれば重水の使用量は少なく、循環系も簡
単な構造になる。また、軽水やボロンを使用する場合と
異なり、燃料転換比が高くなるという利点がある。
本実施例では、最外層のもつともスペクトルのソフトな
領域の中性子減速材として重水を使用しているが、これ
を黒鉛に代え、その内側の領域の黒鉛の密度を下げてス
ペクトルをよりハードにし本発明の原理を実現すること
もできる。この場合、減速材としては液体の重水が不要
で、気体と個体だけですむため重水処理系等が削除で
き、プラントが簡素化できる。
なお、個体減速材としては、黒鉛以外にもBe,Liなどの
化合物の使用も考えられる。
次に、第4の実施例について、第13図から第15図まで使
つて説明する。
第13図は、この実施例の炉心の垂直断面を示し、第14図
は、水平断面を示す。これらの図から分るように、本実
施例では、炉心領域を2領域に分割(いままでの実施例
では3領域)したことが特徴である。炉心の内側に減速
材領域としてガス領域8を有し、その外側に減速材領域
としてポイズン含有重水領域9を有しており、第15図に
示すように、新燃料を内側のハードスペクトルで転換比
の高い領域に最初装荷して核分裂性Puを多量に蓄積した
後、ソフトスペクトルで高反応度の外側領域に移して、
蓄積したPuを有効に消費して多量の発熱を行うものであ
る。いままでの実施例ではハードスペクトル領域から取
出された燃料を直ちにソフトスペクトル領域に移すと、
その燃料に大きな出力ピーキングが生じ運転制限値に抵
触するので燃料の反応度を低くした中間スペクトル領域
を設けてこの問題を回避していた。本実施例では、この
問題を回避する方法として、ガドリニア等の可燃性吸収
材を燃料に添加してソフトスペクトル領域に装荷された
ときの出力ピーキングの増大を低減する方法(ハードス
ペクトル領域では可燃性吸収材による反応度低下は小さ
い)などを採用するので、炉心領域の分割数を減らすこ
とができ、炉内構造物を簡素化できる。従来炉心に比べ
て取出燃焼度が増大し、ボイド反応度係数が負側に移行
するなどの改善効果は、前記の実施例と同様に実現でき
る。
なお、外側領域の減速材である重水に混入する10Bなど
のポイズンは、主として1サイクル運転期間中の余剰反
応度の制御のために用い、ポイズン濃度を調節してこれ
を行う。
トリチウムの集収・処理技術が進歩した段階で、圧力管
内を流れる冷却材として重水を使用することにすれば、
本発明の炉心のハード・スペクトル領域では燃料転換比
が1.0以上となり、燃料の利用率をさらに向上できる。
また、ひふく管材料やスペーサなどの技術が進歩し、圧
力管内に装荷される燃料集合体の燃料棒ピツチを狭める
ことができたならば、本発明のハード・スペクトル領域
では燃料転換比を1.0以上とすることができ、燃料の利
用率を大幅に向上できる。
いずれの実施例であっても、圧力管型原子炉の炉心構造
の特長を活かした大幅なスペクトルシフト運転ができる
ので、燃料中の親物質を有効に利用することができ(燃
料利用率の向上)、経済的であると同時に、中性子スペ
クトルのハードな領域を設けたために、炉心のボイド反
応度係数が従来の炉心に比べ負側に移行するため、過渡
時あるいは事故時の安全性が向上する。
さらには、圧力管のピツチを極端に狭める必要がなく、
信頼性と製作性において良好である。
又、ハードスペクトル領域ではボイドの空間制御及び弱
中性子吸収物質の混入・取り出し作業をともなわないの
で、炉心反応度や出力分布の制御性が良好となる。
〔発明の効果〕
特許請求の範囲の第1項目に記載の発明によれば、燃料
利用率が向上するので経済的である上に、炉心反応度や
出力分布の制御性が良好となる効果が得られる。
特許請求の範囲の第2項目に記載の発明によれば、特許
請求の範囲の第1項目に記載の発明による効果と同じ効
果を方法として提供できる。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の第1実施例における炉心の垂直断面
図、第2図はその水平断面図、第3図(a)は第1図中
で使用している燃料集合体の断面図、第3図(b)は第
3図(a)のA−A′断面図、第4図は上記炉心の減速
材循環フローの図、第5図は燃料集合体の水平断面図、
第6図は炉心水平断面図、第7図は減速材密度による無
限増倍率及び燃料転換比の変化のグラフ図、第8図は本
発明の第1実施例と従来例とにおける無限増倍率と燃焼
度との関係グラフ図、第9図は本発明の第2実施例にお
ける炉心の垂直断面図、第10図は同じく水平断面図、第
11図は同じく減速材循環フロー図、第12図は本発明の第
3実施例における減速材循環フロー図、第13図および第
14図は第4実施例における炉心の垂直および水平各断面
図、第15図は第4実施例と従来例とにおける無限増倍率
と燃焼度との関係グラフ図である。 1……燃料棒、2……圧力管、3……ギヤツプ領域、4
……カランドリア管、5……減速材、6……冷却材、7
……カランドリア・タンク、8……ガス領域、9……ポ
イズン含有重水領域、10……重水領域、11……仕切板、
12……高富化度燃料、13……中富化度燃料、14……低富
化度燃料、15……ポンプ、16……冷却器、17……制御棒
案内管、18……ボロン濃度調節器、19……重水タンク、
20……蒸気発生器、21……重水タンク、22……軽水・重
水混合領域、23……重水層、24……軽水タンク、25……
黒鉛領域。

Claims (2)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】燃料集合体が装荷される炉心の領域に、中
    性子エネルギースペクトルのハードな領域と、ソフトな
    領域と、前記ハードな領域と前記ソフトな領域の各中性
    子エネルギーの中間の中性子エネルギーを有する中間ス
    ペクトル領域とを備えた圧力管型原子炉。
  2. 【請求項2】中性子減速材を内蔵した炉心の燃料集合体
    装荷領域に、複数の原子炉燃料棒を束ねた燃料集合体を
    複数体装荷して成る圧力管型原子炉において、前記炉心
    の中性子エネルギースペクトルのハードな領域と、ソフ
    トな領域と、前記ハードな領域と前記ソフトな領域の各
    中性子エネルギーの中間の中性子エネルギーを有する中
    間スペクトル領域との各領域に既存する前記燃料集合体
    のうち、前記中間スペクトル領域に既存する前記燃料集
    合体を前記ソフトな領域に移し、前記ハードな領域に既
    存する前記燃料集合体を前記中間スペクトル領域に移
    し、このような既存する燃料集合体の移し変えに基づき
    前記ハードな領域に生じた空の前記燃料集合体装荷領域
    に初めて前記炉心に装荷しようとする新たな燃料集合体
    を装荷し、しかる後に前記圧力管型原子炉の運転を再開
    することを特徴とした圧力管型原子炉の運転方法。
JP62040318A 1987-02-25 1987-02-25 圧力管型原子炉とその原子炉の運転方法 Expired - Lifetime JPH0785115B2 (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP62040318A JPH0785115B2 (ja) 1987-02-25 1987-02-25 圧力管型原子炉とその原子炉の運転方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP62040318A JPH0785115B2 (ja) 1987-02-25 1987-02-25 圧力管型原子炉とその原子炉の運転方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS63208790A JPS63208790A (ja) 1988-08-30
JPH0785115B2 true JPH0785115B2 (ja) 1995-09-13

Family

ID=12577262

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP62040318A Expired - Lifetime JPH0785115B2 (ja) 1987-02-25 1987-02-25 圧力管型原子炉とその原子炉の運転方法

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH0785115B2 (ja)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR102561185B1 (ko) * 2018-01-22 2023-07-27 울트라 세이프 뉴클리어 코포레이션 원자로 시스템용 복합 감속재
WO2020005712A2 (en) * 2018-06-21 2020-01-02 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Universal inverted reactor and method for design and manufacture of universal inverted reactor

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5710490A (en) * 1980-06-23 1982-01-20 Hitachi Ltd Nuclear reactor of heavy hydrogen reflection body
JPS61292590A (ja) * 1985-06-21 1986-12-23 株式会社日立製作所 原子炉

Also Published As

Publication number Publication date
JPS63208790A (ja) 1988-08-30

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US3147191A (en) Nuclear reactor fuel
JP4739379B2 (ja) 軽水炉の炉心
CA2869561A1 (en) Molten salt nuclear reactor
US4663110A (en) Fusion blanket and method for producing directly fabricable fissile fuel
US11056246B2 (en) Heterogeneous core designs and thorium based fuels for heavy water reactors
JP5497426B2 (ja) 軽水炉の炉心及び燃料集合体
JPS6231316B2 (ja)
US3285822A (en) Nuclear reactor
JPS646421B2 (ja)
JP6096834B2 (ja) 軽水炉の炉心
JP2017534864A (ja) 原子力沸騰水型原子炉のための燃料集合体
JPH0785115B2 (ja) 圧力管型原子炉とその原子炉の運転方法
JP5631435B2 (ja) 軽水炉の炉心及び燃料集合体
JP5225363B2 (ja) 燃料集合体
JP5611279B2 (ja) 沸騰水型原子炉の炉心及び沸騰水型原子炉用燃料集合体
JPH083539B2 (ja) 圧力管型原子炉の炉心構造
WO1997032313A1 (en) Method and reactor for the generation of energy in the process of a controlled nuclear fission
JP5225361B2 (ja) 軽水炉の炉心
JPH0660948B2 (ja) 燃料集合体
Sciora et al. Importance of the Doppler Constant and of the fuel temperature evaluation for the design of a'CADOR'core
Ma Introductory survey of basic design and fuel-element considerations for large, fast sodium-cooled reactors
JP5225362B2 (ja) 燃料集合体
JP5762611B2 (ja) 軽水炉の炉心及び燃料集合体
JPH01172798A (ja) 圧力管型原子炉
JPS63205595A (ja) 圧力管型原子炉とその運用方法