JPH09304580A - 炉心燃料の取出し方法およびその模擬燃料集合体 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】定期点検時の炉心の未臨界を確保するととも
に、燃料集合体の取扱数量を減少させる。 【解決手段】燃料集合体４を４体１組とする単位格子
（セル）を多数格子状に配列してなる沸騰水型原子炉用
炉心１から使用済燃料集合体を取出す方法において、単
位格子中のいずれか一体の燃料集合体４を引き抜いた
後、その引き抜いた空洞部に中性子吸収体を含む模擬燃
料集合体８を挿入する。これを炉心の全単位格子に行う
ことにより全制御棒が引き抜かれても未臨界を確保でき
る。また、定期点検中の燃料集合体の取扱数量を減少さ
せ、その取扱い時間を短縮できる。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は原子力発電所におけ
る沸騰水型原子炉炉心の定期点検（以下、定検と記す）
時の炉心燃料の取出し方法、およびこの取出し方法にお
いて使用するための模擬燃料集合体に関する。

【０００２】

【従来の技術】原子力発電所の定期点検は燃焼の進んだ
使用済燃料を新燃料に取替えることが基本であり、その
期間を利用してさまざまな機器の点検を行っている。基
本的には定期点検の期間は燃料取替を含む炉心作業の時
間の長さが支配する。

【０００３】炉心は燃料，制御棒および中性子計装で構
成されている。定検時、不用意に燃料装荷あるいは制御
棒の操作をすると臨界事故を起こす可能性を秘めてい
る。例えば、燃料の詰まった炉心から複数の制御棒を引
き抜くと炉心の反応度が増加して臨界を越える可能性が
生ずる。臨界事故は絶対に起こしてはならない事象であ
り、定検時はこれを避けるためさまざまな多面的な対策
が講じられている。

【０００４】この対策の最も重要な１つに市松模様方式
の燃料取出し方法があり、広く利用されている。以下従
来の市松模様方式の燃料取出し方法について説明する。
定検開始時の炉心の状態を図３（ａ）に示す。この図３
（ａ）は炉心を上方から見た状態を概略的に平面図で示
している。符号１は沸騰水型原子炉用炉心で外周円は炉
心境界２を示している。炉心１内は多数体の燃料集合体
４が上部格子板３により格子状に多数区切られている。
この１区切りを単位格子（以下、セルと記す）と称して
いる。１セルを抜き出して拡大したものが図３（ｂ）で
ある。

【０００５】１セル内は燃料集合体４が４本とこれらの
燃料集合体４の中央部に挿入した横断面十字状の制御棒
５が１体存在し、上部格子板３の交点には中性子計装検
出器６が設置されている。燃料集合体４の下部は燃料支
持金具に支持され、燃料支持金具は炉心支持板により支
持されている。

【０００６】この市松模様式燃料取出し方法は燃料取替
および炉心作業（制御棒取替，制御棒駆動機構取替およ
び中性子計装検出器取替など）を実施する前に燃料集合
体４の約半分を図４（ａ）に示すように市松模様状に抜
き取出してしまう。この状態の１セルを抜き出して図示
したものが図４（ｂ）である。

【０００７】１セル内の燃料集合体４が対角線上に２体
と、この２体の燃料集合体４の間に位置した制御棒５が
１体存在し、上部格子板の交点には中性子計装検出器６
が設置されている。符号７は燃料集合体４を取り出した
後の空洞部である。

【０００８】１セルの中で燃料集合体を対角に２体抜く
とこのセルの制御棒５を引き抜いても反応度の増加は小
さく、全炉心にこのセルと同じ状態を作っても炉心１が
臨界を越えることはないことが計算で確認されている。
この炉心状態では制御棒５または制御棒駆動機構取替の
ためのランダムに複数体を引き抜いても絶対に臨界に達
することはない。

【０００９】また、絶対に臨界に達しないから中性子計
装が炉心をモニターしている必要もない。したがって、
中性子計装の点検あるいは中性子計装検出器６の取替な
どが随時作業可能となる。さらに、制御棒５を緊急挿入
（スクラム）させる必要がなくなるから、制御棒駆動機
構を制御する水圧制御ユニット（ＨＣＵ）の点検，スク
ラム機能インターロックで構成されている原子炉保護系
の点検などが市松模様に燃料が取り出されている間は随
時可能となる。このように、従来の市松模様式燃料取出
し方法は定検中の炉心安全確保に非常に優れた方法であ
り、広く普及した方法であった。

【００１０】

【発明が解決しようとする課題】市松模様式燃料取出し
方法は定検中の炉心安全確保に非常に優れた方法ではあ
るが、定検初期に炉心の燃料集合体の約半数を取り出す
ことになり、かなりの時間を要することが欠点となる。
経済的な観点からプラントの利用率を向上させる必要が
強調される時代となると、市松模様燃料取出し方法は定
検工程を長くさせる元凶となる。定検日数をいかに短縮
するかが重要な課題となってくる。

【００１１】最近、市松模様式燃料取出し方法に代わっ
て炉心監視装置によるセルマスク方法が脚光を浴びるよ
うになった。この方法はコンピューターにより炉心の燃
料配置，制御棒挿入状況の情報を管理し、燃料が入って
いるセルの制御棒の引抜き阻止，制御棒が抜けているセ
ルへの燃料装荷の阻止など反応度を不用意に増加させる
ミスを撲滅させる方法である。

【００１２】しかしながら、この方法は従来人間系で炉
心の管理をしていた方法の機械化であり、臨界事故の確
率は人間系管理より著しく減少するが、コンピューター
のミス，故障あるいは除外等のコンピューターによる管
理が不能の場合には、本来炉心が絶対未臨界炉心（炉心
の全制御棒が全て引き抜かれても臨界に到達しない炉
心）でないだけに、臨界事故に至る確率が上昇する。し
たがって、この方法は一部の不安を有する課題がある。

【００１３】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、定検中の炉心の安全確保を図りながら、燃料
集合体の取扱い数量を低減し、定検工程のクリテォカル
パスである炉心関連作業時間を短縮することにより全体
の定検日数を短縮し、原子力発電プラントの利用率向上
を図ることができる炉心燃料の取出し方法およびその取
出し方法に使用するための模擬燃料集合体を提供するこ
とにある。

【００１４】

【課題を解決するための手段】請求項１の発明は、燃料
集合体を４体１組とする単位格子を多数格子状に配列し
てなる沸騰水型原子炉用炉心から燃料集合体を取り出す
方法において、前記単位格子中の何れか一体の燃料集合
体を引き抜いたのち、その引き抜いた空洞部に中性子吸
収体を含む模擬燃料集合体を挿入することを特徴とす
る。これにより、燃料集合体の取扱い数量を削減し、定
検工程のクリティカルパスである炉心関連作業を短縮す
ることができる。

【００１５】請求項２の発明は、角筒状ステンレス鋼製
チャンネルボックスと、このチャンネルボックスの少な
くとも内面に設けた中性子吸収体と、前記チャンネルボ
ックスの上部に設けたハンドルと、前記チャンネルボッ
クスの下部に設けた下部タイプレートとを具備したこと
を特徴とする。これにより、構造が簡単で取出し作業を
容易にできる。

【００１６】請求項３の発明は、前記中性子吸収体はカ
ドミウム薄板からなることを特徴とする。カドミウムは
ハフニウムやボロンカーバイドに対して安価であり、加
工性が容易でステンレス鋼に内張りし易い製造上の効果
を有する。

【００１７】請求項４の発明は、前記チャンネルボック
スの上面または前記ハンドルの上面の少なくとも一方に
目視識別部を設けてなることを特徴とする。この目視識
別部を設けることにより炉心上部から他の燃料集合体と
容易に識別できる。

【００１８】

【発明の実施の形態】図１（ａ），（ｂ）を参照しなが
ら本実施の形態に係る炉心燃料の取出し方法を説明す
る。なお、図１中、図４と同一部分には同一符号を付し
て重複する部分の説明は省略する。本実施の形態が従来
の図４に示す炉心燃料の取出し方法と異なる点は１セル
中に４体装荷されている燃料集合体４のうち、何れか一
体の燃料集合体４を炉心燃料として引き抜いて取り出し
た後の空洞部に中性子吸収体を含む模擬燃料体８を挿入
することにある。

【００１９】すなわち、図１（ａ）に示すように炉心１
の１セルに対し４体装荷されている燃料集合体４のなか
から１体のみ燃料集合体４を取り出し、その取り出した
後に生じる空洞部に燃料集合体４と同等の外形寸法およ
び重量を有し、十字形制御棒５と同等の熱中性子吸収能
力を備え中性子吸収体を長四角柱の４つの側面に板状に
配置した形状の模擬燃料集合体８を装荷、つまり挿入す
る。これにより１セル当りの増倍係数は従来の市松模様
式燃料取出し方法による１セル当りの増倍係数と同等に
することができる。

【００２０】つぎに本実施の形態と従来の市松模様式燃
料取出し方法の効果上の差異を説明する。従来の市松模
様燃料取出し方法と本実施の形態による中性子吸収体入
模擬燃料集合体方式のクリティカルパス工程中の作業ス
テップ数および時間の差を定量評価してみると、

【００２１】(1) 市松模様燃料取出し方法のステップ数 1.１体の燃料集合体取出し…炉心→燃料プール 2.燃料交換機戻り 燃料プール→炉心 3.最初の燃料集合体の対角の燃料集合体取出し…炉心→
燃料プール 4.燃料交換機戻り 合計４ステップ

【００２２】(2) 本実施の形態の燃料取出し方法 1.１体の燃料集合体取出し…炉心→燃料プール 2.１体の中性子吸収体入模擬燃料集合体挿入…燃料プー
ル→炉心 合計２ステップ 中性子吸収体入模擬燃料集合体はあらかじめ燃料プール
中に定検工程のクリティカルパスでない時期に仮置きし
ておく。

【００２３】以上のように本実施の形態は従来例の概ね
半分である。現状の自動燃料交換機の速度から１セル当
りの時間差を計算すると約10分程度である。ＢＷＲの主
流である 110万kw級ＢＷＲプラントでは炉心内には約 1
85〜 190セルが存在するから、この時間差は約2000分
（約 1.4日）となる。復旧まで考えると、この倍の約
2.5〜３日の短縮となる。

【００２４】現在の 110万kw級ＢＷＲプラントでは定検
日数が50日前後まで短縮してきているから、この 2.5〜
３日のクリティカルパスの短縮は非常に大きく、経済的
な効果は１定検当りかなりの費用がかさむことになる。

【００２５】つぎに図２（ａ），（ｂ）により本発明に
係る模擬燃料集合体の実施の形態を説明する。本実施の
形態に係る模擬燃料集合体は前述した炉心燃料の取出し
方法において１セル内の燃料集合体４を１体抜き出した
後の空洞部に挿入するためのものである。

【００２６】すなわち、図２（ａ），（ｂ）に示す模擬
燃料集合体８は角筒状ステンレス鋼製チャンネルボック
ス９と、このチャンネルボックス９の内面に設けられた
中性子吸収体10と、チャンネルボックス９の上部に設け
たハンドル11と、チャンネルボックス９の下部に設けた
下部タイプレート12とから構成されている。

【００２７】ハンドル11の上面には目視識別部13が設け
られており、炉心の上部から目視で他の燃料集合体４と
見分け易くできるようになっている。この模擬燃料集合
体８は定検中の炉水温度が低い状態で使用するから塗料
などは熱分解，放射線分解などは生じ難く、かなり自由
に選択が可能である。

【００２８】また、模擬燃料集合体８はＢＷＲの燃料集
合体４と同等の外径寸法，重量を有し、十字形制御棒と
同等の熱中性子吸収能力を有する中性子吸収体10に低価
格で加工し易いカドミウム（周期率表48番元素）を使用
している。この中性子吸収体10は図２ではチャンネルボ
ックス９の内面に設けたが、外面に設けることもでき、
さらにチャンネルボックス９のステンレス鋼中に含有さ
せることもできる。

【００２９】さらに、模擬燃料集合体８は熱中性子を吸
収するのであるからチャンネルボックス９の中に中性子
吸収体を一様に分散させる必要はなく、図２（ｂ）に示
したように、鉛直方向に長い四角柱の垂直方向の４つの
面に薄く集中させるだけでよく、中性子吸収体９の量を
節約することができる。

【００３０】模擬燃料集合体８を使用する状況は大気圧
（炉水の水深によるヘッド圧力程度はかかる）、常温
（せいぜい50℃程度）で使用するから、強度を考慮した
構造は簡素化できる。

【００３１】中性子吸収体９は運転中に使用する正規の
制御棒はハフニウムあるいはボロンカーバイドである
が、模擬燃料集合体８はこれらの高価な材料および構造
を選定しなければならない理由はなく、安価なカドミウ
ムにステンレス鋼を被せた板状の吸収体を長い四角柱の
垂直方向の４つの面に配置した構造とする。

【００３２】

【発明の効果】本発明によれば、定検中の炉心安全確保
を図りながら、燃料集合体の取扱い数量を削減し、定検
工程のクリティカルパスである炉心関連作業時間を短縮
することで、全体の定検日数を短縮しプラントの利用率
向上を図ることができる。

【００３３】すなわち、 110万kw級ＢＷＲプラントでは
約 2.5〜３日の短縮となるが、現在の 110万kw級ＢＷＲ
プラントでは定検日数が50日前後まで短縮してきている
から、この 2.5〜３日のクリティカルパスの短縮は非常
に大きく経済的な効果は大きい。

【図面の簡単な説明】

【図１】（ａ）は本発明に係る炉心燃料の取出し方法の
実施の形態を説明するための炉心を概略的に示す平面
図、（ｂ）は（ａ）における単位格子を示す拡大図。

【図２】（ａ）は本発明に係る模擬燃料集合体を示す立
面図、（ｂ）は（ａ）におけるＡ−Ａ矢視方向を切断し
て示す横断面図。

【図３】（ａ）は従来の炉心の定期検査開始時の状態を
説明するための炉心を概略的に示す平面図、（ｂ）は
（ａ）における単位格子を示す拡大図。

【図４】（ａ）は図３（ａ）の状態から燃料を取出した
後の炉心を概略的に示す平面図、（ｂ）は（ａ）におけ
る単位格子を示す拡大図。

【符号の説明】

１…炉心、２…炉心境界、３…上部格子板、４…燃料集
合体、５…制御棒、６…中性子計装検出器、７…空洞
部、８…中性子吸収体を含む模擬燃料集合体、９…チャ
ンネルボックス、10…中性子吸収体、11…ハンドル、12
…下部タイプレート、13…目視識別部。

Claims (4)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 燃料集合体を４体１組とする単位格子を
   多数格子状に配列してなる沸騰水型原子炉用炉心から燃
   料集合体を取り出す方法において、前記単位格子中の何
   れか一体の燃料集合体を引き抜いたのち、その引き抜い
   た空洞部に中性子吸収体を含む模擬燃料集合体を挿入す
   ることを特徴とする炉心燃料の取出し方法。
2. 【請求項２】 角筒状ステンレス鋼製チャンネルボック
   スと、このチャンネルボックスの少なくとも内面に設け
   た中性子吸収体と、前記チャンネルボックスの上部に設
   けたハンドルと、前記チャンネルボックスの下部に設け
   た下部タイプレートとを具備したことを特徴とする模擬
   燃料集合体。
3. 【請求項３】 前記中性子吸収体はカドミウム薄板から
   なることを特徴とする請求項２記載の模擬燃料集合体。
4. 【請求項４】 前記チャンネルボックスの上面または前
   記ハンドルの上面の少なくとも一方に目視識別部を設け
   てなることを特徴とする請求項２記載の模擬燃料集合
   体。