JPH1194972A - 沸騰水型原子炉 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】炉心部の圧力設定および沸騰部面積と非沸騰部
面積との比の設定等により、限界出力比を低下させるこ
となく、転換比やプルトニウムの燃焼効率を向上させ
る。 【解決手段】プルトニウムを含む核燃料物質が封入され
た多数本の燃料棒１０を束ね、その周囲をチャンネルボ
ックス１３で囲む。燃料集合体１２を原子炉圧力容器内
に一定間隔で配置することにより炉心を構成する。燃料
集合体相互間に沸騰しない水が流れる外部バイパス部を
設けるとともに、これら外部バイパス部の一部または全
ての部位に十字断面形状の上下に可動な制御棒１１を配
置する。炉心部の運転圧力を５ＭＰａ以下の範囲に設定
する一方、炉心の水平方向断面における沸騰部の面積Ａ
と、外部バイパス部およびウォータロッド内部の非沸騰
水通路部の面積の和Ｂとの比Ａ／Ｂを、３以上に設定す
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、プルトニウムを含
む燃料を使用する沸騰水型原子炉に係り、特に炉心部の
圧力を低く設定して、限界出力比を低下させることなく
転換比やプルトニウムの燃焼効率を向上させることを可
能とした沸騰水型原子炉に関するものである。

【０００２】

【従来の技術】従来の典型的な燃料集合体および十字型
制御棒等を使用した沸騰水型原子炉について、図１０を
参照して説明する。

【０００３】図１０は燃料集合体および十字型制御棒の
構成および配置等を示したものである。この図１０に示
すように、燃料集合体１は、円柱ペレット状の核燃料物
質６が封入された多数本の燃料棒３と、非沸騰水が内部
を流れる例えば２本のウォータロッド５とを束ね、その
周囲をチャンネルボックス４により囲み、内部を沸騰部
流路８とした構成となっている。

【０００４】この燃料集合体１を一定間隔で規則的に原
子炉圧力容器内に配置することにより炉心が形成され、
燃料集合体１の相互間隙は、沸騰しない水が流れる外部
バイパス部７とされている。そして、外部バイパス部７
の片側には、十字断面形状の制御棒２が配置されてい
る。

【０００５】ところで、従来のほとんどの沸騰水型原子
炉では、炉心部の圧力を７ＭＰａ程度に設定して運転を
行っている。すなわち、原子炉運転時には冷却材が沸騰
部領域８内で沸騰して蒸気が発生するが、この蒸気の平
均体積率が４０％〜５０％程度となるように設計されて
いる。この場合、燃料の核燃料物質の原子数ＨＭと、冷
却材である水の中の水素原子数Ｈとの比、すなわちＨ／
ＨＭが４．５〜５の範囲に設定されている。

【０００６】従来の沸騰水型原子炉でプルトニウムを燃
料として用いた例が、プルサーマルとして知られてお
り、このような原子炉では転換比は０．６程度である。

【０００７】さらに、転換比を増大させることを目的と
した高転換型原子炉の考え方も知られており、この高転
換型原子炉では燃料棒の配置を稠密化してＨ／ＨＭ比を
低減することにより、転換比をプルサーマルより増加す
ることが可能となっている。

【０００８】

【発明が解決しようとする課題】本発明が解決しようと
する二つの課題について述べる。

【０００９】まず、沸騰水型原子炉において、核燃料と
してプルトニウムを用いて転換比を高める場合の課題を
説明する。

【００１０】原子炉でプルトニウムを用いると、燃料の
転換比が高められ、天然ウラン資源の有効利用に役立つ
ことが知られている。転換比は、その値が大きいほどプ
ルトニウムの生成量が多いことを意味し、したがって転
換比が大きいほど天然ウランの消費を節約でき、この値
が１を超えると増殖とよぶ。天然ウラン資源節約の観点
からは、転換比は大きいほど良い。この転換比を増加さ
せるためには、核分裂で生じた高速中性子の水素による
減速が大きくならないように、Ｈ／ＨＭ比をなるべく小
さくすればよい。この方法として、従来では上述したよ
うに、燃料棒を稠密に配置する等の方法が考えられてき
た。

【００１１】しかしながら、沸騰水型原子炉では燃料棒
を稠密に配置すると、冷却材のマスフラックスが増加
し、除熱効率が低下して限界出力比と呼ばれる冷却性能
が低下する問題がある。

【００１２】次に、沸騰水型原子炉において転換比の増
加を目的とせず、炉心の反応度をなるべく高めてプルト
ニウム装荷量を減らし、効率的にプルトニウムを用いる
場合の課題を説明する。

【００１３】プルトニウムを燃料に用いると、その大き
な吸収断面積により中性子の平均エネルギーがウラン燃
料の場合よりも高エネルギー側になり、この高エネルギ
ー側で運転される現在の沸騰水型原子炉用燃料では、ウ
ラン燃料の場合よりも減速が不十分となり、熱中性子束
が低下して反応度上不利となる。

【００１４】この改善策として、減速材量をウラン燃料
よりも増加した燃料構造とし、ウォータロッド本数を増
加する等の手段によって、エネルギーを低エネルギー側
にシフトさせる方法が知られている。

【００１５】しかし、減速材量を増加することは、一般
に燃料棒本数や流路面積を減少させることとなり、限界
出力比が低下する問題がある。

【００１６】本発明はこのような問題を解決するために
なされたものであり、炉心部の圧力設定および沸騰部面
積と非沸騰部面積との比の設定等により、限界出力比を
低下させることなく、転換比やプルトニウムの燃焼効率
を向上させることができる沸騰水型原子炉を提供するこ
とを目的とする。

【００１７】

【課題を解決するための手段】発明者においては、限界
出力比を低下させることなく転換比やプルトニウムの燃
焼効率を向上させる観点から、炉心部の圧力および沸騰
部面積と非沸騰部面積との比等について、種々の考察を
行った。

【００１８】すなわち、出力運転中の沸騰水型原子炉で
は、バイパス部等の沸騰しない水が流れる領域（非沸騰
部）と、水が沸騰して一定の蒸気ボイド率となる領域
（沸騰部（アクティブ部））とがあり、原子炉の中性子
減速能力はこれらの水あるいは蒸気の平均密度に支配さ
れる。そして、この密度は運転圧力によって変化する。

【００１９】図２は、運転圧力を変えた場合の飽和水密
度（実線）および飽和蒸気密度（破線）の変化を示して
いる。なお、図２においては、いずれの密度とも７ＭＰ
ａの値を１００％とした相対値を示している。この図２
に示すように、飽和蒸気密度は圧力低下により一様に減
少する一方、飽和水密度は圧力低下により増加する特性
を有する。

【００２０】また、図３は、飽和蒸気密度の逆数である
飽和蒸気の比体積と、運転圧力との関係を示し、図４は
ボイド率と運転圧力との関係を示している。図３に示す
ように、飽和蒸気の比体積は圧力低下によって増加し、
この結果、原子炉圧力容器内の蒸気の体積割合であるボ
イド率は図４に示すように、低圧化により増大してく
る。なお、図４では熱出力と炉心入口での冷却材サブク
ール度（飽和温度との差）を、圧力によらず一定とし
た。

【００２１】燃料集合体平均の水密度（減速材密度）の
変化と運転圧力の変化とは、沸騰部の面積Ａと、非沸騰
部の面積Ｂとの比Ａ：Ｂを種々異ならせた状態で表わす
ことができる。

【００２２】図５は、Ａ：Ｂを１：１から３０：１の範
囲で変化させた場合における、燃料集合体平均の水密度
（減速材密度）と運転圧力との関係を示している。な
お、ここでボイド率については図４で示したものを使用
し、飽和水密度および飽和蒸気密度については図２で示
したものを使用している。

【００２３】従来の沸騰水型原子炉では、出力運転時に
Ａ：Ｂの関係が、Ａ／Ｂ＝２付近となっており、燃料集
合体平均密度では水と蒸気との密度変化が打ち消されて
圧力の影響がない。これに対し、沸騰部の面積Ａの比率
を増加して、Ａ／Ｂ＝３よりも大きい範囲では、低圧化
によって密度が低下し、また非沸騰部の面積Ｂの比率を
増加して、Ａ／Ｂ＝２未満とした範囲では低圧化によっ
て密度は増加する。このことから、平均水密度を、目的
に応じて従来の沸騰水型原子炉から増加させるか、減少
させるかの２通りの手段が選択でき、本発明では次のよ
うに原子炉を構成する。

【００２４】高転換を目的として、水密度を従来の沸騰
水型原子炉よりも減少させるためには、Ａ／Ｂ＝３以上
として低圧化する。また、Ａ／Ｂ＝２０以上の範囲で
は、水密度減少の効果が頭打となることや、制御棒挿入
空間として非沸騰部が必要であるため、非沸騰部を一定
の割合で確保しておくことが良く、実際の原子炉ではＡ
／Ｂ＝２０〜３０の範囲が適切である。運転圧力につい
ては、Ａ／Ｂ＝３の場合に密度低下効果が生じるのは５
ＭＰａ以下の範囲であり、したがってＡ／Ｂ＝３以上の
場合には、５ＭＰａ以下とするのが良い。

【００２５】一方、反応度増加を目的として水密度を増
加させる場合には、Ａ／Ｂ＝２未満として低圧化する。
Ａ／Ｂ＝１では、圧力低下による密度増加効果が３ＭＰ
ａでほぼ飽和することから、運転圧力は３ＭＰａ以上が
良い。

【００２６】以上のように、低圧化が平均水密度調節の
手段として利用可能であるが、従来技術の課題でも指摘
したように、限界出力への影響も考慮することが重要で
ある。

【００２７】図６は圧力と限界出力との関係を示してい
る。この図６は、沸騰水型原子炉の出力運転状態での限
界出力の圧力変化を示しており、限界出力は圧力３ＭＰ
ａから５ＭＰａの範囲で最大化することが分かる。した
がって、限界出力の面からは運転圧力が３ＭＰａから５
ＭＰａまでの範囲が望ましい。

【００２８】また、プルトニウム窒化物については、３
００度以上の範囲から水との反応を起こし易いとされて
いる。これに対し、図７に示すように、運転圧力を低圧
化すると飽和温度が低下し、例えば４ＭＰａでは飽和温
度が２５０℃であり、プルトニウム窒化物の反応性が抑
制できる利点がある。本発明では母材としてウランを用
いるが、この場合はウランについても窒化物とすること
ができる。

【００２９】窒素は、天然ではいくつかの質量数の同位
体があり、存在比が最大の窒素１４（Ｎ１４）は中性子
を吸収して放射性炭素１４（Ｃ１４）を生成する。この
反応は中性子吸収断面の大きい熱エネルギー領域で高ま
るため、熱エネルギー領域での運転を行う軽水炉をはじ
めとする熱中性子炉では、反応度低下をもたらす。これ
を防ぐためにはＮ１５の濃縮が必要であり、反応度上の
損失が１％Δｋ以下程度とするためには、Ｎ１５を少な
くとも９９％以上に濃縮する必要がある。

【００３０】一方、高転換を目的とする場合は、熱エネ
ルギーでの運転ではないため、反応度上の損失は小さ
い。しかし、Ｃ１４は半減期が長く、生成量をなるべく
少なくすべき核種であるため、この場合もＮ１４の濃度
は少ない程良い。

【００３１】なお、核燃料物質の形態は以上に述べた高
密度の窒化物燃料に限定されない。すなわち、水との反
応を起こしにくいプルトニウムとウランとの混合酸化物
（ＭＯＸ）を、円柱状の焼結ペレットまたは顆粒状粒子
の形態で封入したＭＯＸ燃料棒に適用した場合にも、本
発明の目的は達成される。

【００３２】また、転換比を大きくするためには、Ｈ／
ＨＭ比をできるだけ小さくすることが必要であり、少な
くともＨ／ＨＭ比を１．０以下とするプルトニウム入り
燃料を使用することが必要となる。

【００３３】格子配列を稠密化して冷却材量を減少する
とともに、核分裂性物質量（ＨＭ）を増加してＨ／ＨＭ
を小さくするには、燃料棒を密に配置できる三角格子と
するのが幾何形状からみて最も有利である。

【００３４】軽水炉で用いる酸化ガドリニウムなどの可
燃性毒物は、ほとんど熱エネルギー領域のみで中性子を
吸収するため、Ｈ／ＨＭの小さい高転換型炉では出力運
転時には中性子吸収は少ない。一方、高転換型炉におい
ても、低温時には中性子吸収効果がある。低温時は中性
子密度が運転時より大幅に小さいため、可燃性毒物はほ
とんど燃焼せず、１％程度の少量の含有で十分１運転期
間中の間吸収能力を維持することができる。

【００３５】高転換型炉の場合、外部バイパス部の水は
少ないほど転換比増大に有利である。十字型制御棒の上
半分を中性子吸収の十分小さい水排除部（フォロワー）
とし、出力運転時にはこれを挿入状態として用いること
により、外部バイパス部の水を排除して、Ｈ／ＨＭを小
さくすることができる。また、必要に応じてさらに制御
棒を挿入することにより、吸収能力の大きい部分を挿入
状態とすることもできる。

【００３６】以上の知見に基づき、請求項１の発明は、
プルトニウムを含む核燃料物質が封入された多数本の燃
料棒と、非沸騰水が内部を流れる０本または１本以上の
ウォータロッドとを束ね、その周囲をチャンネルボック
スで囲むことにより内部に沸騰部流路を形成した燃料集
合体を備え、これら燃料集合体を原子炉圧力容器内に一
定間隔で配置することにより炉心を構成し、前記燃料集
合体相互間に沸騰しない水が流れる外部バイパス部を設
けるとともに、これら外部バイパス部の一部または全て
の部位に十字断面形状の上下に可動な制御棒を配置した
沸騰水型原子炉であって、前記炉心部の運転圧力を５Ｍ
Ｐａ以下の範囲に設定する一方、前記炉心の水平方向断
面における沸騰部の面積Ａと、前記外部バイパス部およ
びウォータロッド内部の非沸騰水通路部の面積の和Ｂと
の比Ａ／Ｂを、３以上に設定したことを特徴とする。

【００３７】本発明によれば、低圧時において平均水密
度を低下することができ、転換比の増加が図れる。

【００３８】請求項２の発明は、請求項１記載の沸騰水
型原子炉において、原子炉定格出力時における炉心全体
の燃料棒中の重金属原子数ＨＭと、冷却材中に含まれる
水素の原子数ＨＭとの比Ｈ／ＨＭを、１．０以下に設定
したことを特徴とする。

【００３９】本発明によれば、転換比を１程度に増大す
ることができる。

【００４０】請求項３の発明は、請求項１記載の沸騰水
型原子炉において、核燃料物質として燃料棒中に含まれ
るプルトニウムおよびウランが窒素化合物の形態で存在
していることを特徴とする。

【００４１】本発明によれば、プルトニウム重量密度を
増大できるので、Ｈ／ＨＭを小さくすることができ、転
換比の増加が図れる。

【００４２】請求項４の発明は、請求項３記載の沸騰水
型原子炉において、窒素化合物を形成するための窒素元
素として、天然に存在する窒素１４（Ｎ１４）と窒素１
５（Ｎ１５）との割合よりも窒素１５（Ｎ１５）の比率
が多いものを濃縮して用いていることを特徴とする。

【００４３】本発明によれば、Ｎ１４の中性子吸収によ
ってＣ１４の生成量を削減することができる。

【００４４】請求項５の発明は、請求項２記載の沸騰水
型原子炉において、燃料集合体中の燃料棒の配置を、隣
接する３本の燃料棒の中心位置が正三角形の頂点となる
三角格子を形成する配置に設定したことを特徴とする。

【００４５】本発明によれば、格子配列を稠密化して減
速材量を減少するとともに、各分裂性物質量を増加し
て、Ｈ／ＨＭを小さくすることができる。

【００４６】請求項６の発明は、請求項５記載の沸騰水
型原子炉において、チャンネルボックスの水平断面を略
正方形としたことを特徴とする。

【００４７】本発明にによっても、燃料棒を稠密に配置
することができるので、Ｈ／ＨＭを小さくして転換比を
大きくすることができる。

【００４８】請求項７の発明は、請求項２記載の沸騰水
型原子炉において、一部の燃料棒内または全ての燃料棒
内に可燃性毒物として酸化ガドリニウムを含み、燃料棒
内の核燃料物質に対する前記酸化ガドリニウムの重量割
合を１％以下に設定したことを特徴とする。

【００４９】本発明によれば、運転時の反応度を損なう
ことなく低温停止時の反応度を低下することができ、停
止時の炉停止余裕を増加して安全性を高めることができ
る。

【００５０】請求項８の発明は、請求項１記載の沸騰水
型原子炉において、制御棒は炉心下部より挿入されるも
のであり、その制御棒の上半分は中性子吸収能力の小さ
い、水を排除するフォロワーとして構成され、下半分は
中性子吸収能力の大きい物質によって構成されているこ
とを特徴とする。

【００５１】本発明によれば、運転中は上部を挿入状態
とすることで水密度を低下することができ、転換比の増
加が図れるとともに、さらに挿入した場合は負の反応度
を印加することができ、反応度の調節に用いることがで
きる。

【００５２】請求項９の発明は、プルトニウムを含む核
燃料物質が封入された多数本の燃料棒と、非沸騰水が内
部を流れる１本以上のウォータロッドとを束ね、その周
囲をチャンネルボックスで囲むことにより内部に沸騰部
流路を形成した燃料集合体を備え、これら燃料集合体を
原子炉圧力容器内に一定間隔で配置することにより炉心
を構成し、前記燃料集合体相互間に沸騰しない水が流れ
る外部バイパス部を設けるとともに、これら外部バイパ
ス部に十字断面形状の上下に可動な制御棒を配置した沸
騰水型原子炉であって、前記炉心部の運転圧力を３ＭＰ
ａ以上、５ＭＰａ以下の範囲に設定する一方、前記炉心
の水平方向断面における沸騰部の面積Ａと、前記外部バ
イパス部およびウォータロッド内部の非沸騰水通路部の
面積の和Ｂとの比Ａ／Ｂを、１．５以下に設定したこと
を特徴とする。

【００５３】本発明によれば、平均水密度を増加するこ
とができ、中性子減速効果を高めて運転時反応度を増加
できるので、所要プルトニウム濃度の低減が図れる。

【００５４】請求項１０の発明は、請求項９記載の沸騰
水型原子炉において、原子炉定格出力時における炉心全
体の燃料棒中の重金属原子数ＨＭと、冷却材中に含まれ
る水素の原子数ＨＭとの比Ｈ／ＨＭを、６．０以上に設
定したことを特徴とする。

【００５５】本発明によれば、平均水密度を最大化する
ことができ、運転時反応度が増加できるので、所用プル
トニウム濃度の低減が図れる。

【００５６】請求項１１の発明は、請求項１０記載の沸
騰水型原子炉において、核燃料物質として燃料棒中に含
まれるプルトニウムおよびウランが窒素化合物の形態で
存在しており、その窒素化合物を形成するための窒素元
素として、天然に存在する窒素１４（Ｎ１４）と窒素１
５（Ｎ１５）との割合よりも窒素１５（Ｎ１５）の比率
が多いものを濃縮して用いるとともに、その窒素１５の
濃縮度を９９％以上に設定したことを特徴とする。

【００５７】本発明によれば、運転時のＮ１４の吸収に
よる反応度低下を抑制できるとともに、Ｃ１４の生成量
を削減することができる。

【００５８】請求項１２の発明は、請求項１から９まで
のいずれかに記載の沸騰水型原子炉において、燃料棒に
封入されたプルトニウムを含む核燃料物質は、円柱状ペ
レットまたは顆粒状粒子の形態をなす混合酸化物である
ことを特徴とする。

【００５９】本発明によれば、水との反応を起しにくい
形態の核燃料物質を用いることができる。

【００６０】請求項１３の発明は、水平断面が正方形の
チャンネルボックス内に、核燃料物質が封入された多数
本の燃料棒を、隣接する３本の燃料棒の中心位置が正三
角形の頂点となる三角格子を形成する配置で収容し、前
記チャンネルボックスの内部に沸騰部流路を形成した燃
料集合体を備え、これら燃料集合体を原子炉圧力容器内
に一定間隔で配置することにより炉心を構成した沸騰水
型原子炉において、前記チャンネルボックスの最外周に
配置される燃料棒列と、前記チャンネルボックスの内面
との間に形成される空隙部に、中性子吸収能力の小さい
水排除棒を設けたことを特徴とする。

【００６１】本発明によれば、当該空隙部の水を排除し
てＨ／ＨＭを小さくすることができ、さらに冷却材の無
駄な流路を無くして冷却効果を高めることができる。

【００６２】

【発明の実施の形態】以下、本発明に係る沸騰水型原子
炉の一実施形態について、図１を参照して説明する。図
１は、高転換型沸騰水型原子炉に好適な燃料集合体の水
平断面を示す図である。

【００６３】この図１に示すように、本実施形態の燃料
集合体１２では、内部にプルトニウムと母材としての減
損ウランとを含む燃料棒１０が三角格子状に配置され、
例えば横方向に２３本または２４本、縦方向に２８列配
置されて束ねられている。この燃料棒１０がチャンネル
ボックス１３によって囲まれている。燃料棒１０の三角
格子状配置によって生じたチャンネルボックス１３の内
面側と最外周側の燃料棒１０との間隙部には、ジルカロ
イなどの核燃料物質を含まず中性子吸収能力が小さい水
排除棒１４が配置されている。出力運転時にはチャンネ
ルボックス１３の内部が沸騰部分となる。

【００６４】チャンネルボックス１３の各辺の中央位置
外面には、水排除用および隣接する燃料集合体との相互
位置を保持するための突起１５が、それぞれ設けられて
いる。また、チャンネルボックス１３の四隅部を囲む配
置で、炉心下部から挿入される十字型制御棒１１が配置
されている。

【００６５】この制御棒１１は、上半分がジルカロイ等
を用いて構成された中性子吸収能力の小さい水排除能力
のみを有する部分とされ、下半分がボロンカーバイド
（Ｂ₄Ｃ）等を用いて構成された中性子吸収能力の大き
い部分とされている。そして、出力運転中は制御棒の上
半分または下半分のいずれかが挿入され、運転停止時に
は下半分が挿入される。すなわち、制御棒１３は常時挿
入状態で使用されるものとなっている。

【００６６】前述したジルカロイなどを用いた水排除棒
１４は、水平断面が正方形のチャンネルボックスに三角
配列の燃料棒１０を収納することによって生ずる空隙部
に配置することにより、冷却材流量を減少させ、かつ冷
却材の無駄な流路を無くして冷却効果を高める機能を有
する。

【００６７】そして、本実施形態においては、制御棒沸
騰部Ａと非沸騰部Ｂとの比Ａ／Ｂが約３０に設定され、
運転時の炉心圧力が４ＭＰａの時に、Ｈ／ＨＭが約０．
５となっている。図８は、この運転圧力を変化した場合
の転換比の変化を示している。すなわち、この図８では
７ＭＰａを基準とした場合の転換比の相対変化を表して
おり、同図によれば、圧力を４ＭＰａとすると、転換比
は約５％増加し、低圧化により有意な改善が得られるこ
とが分かる。

【００６８】このように、本実施形態によれば、圧力を
４ＭＰａとすることで限界出力改善効果も得られ、７Ｍ
Ｐａの場合と比較すると、限界出力を約１５％増加する
ことが可能となる。

【００６９】また、本実施形態では図１に示したよう
に、可燃性毒物として濃度が０．５重量％の酸化ガドリ
ニウムを添加した可燃性毒物入燃料棒１６を、燃料束の
うち最周辺位置で制御棒１１に隣接しない位置に、所用
本数ずつ配置してある。これにより、出力運転時に反応
度損失を伴うことなく、低温時に反応度を低下させるこ
とができ、かつ制御棒１１の中性子吸収能力を損なうこ
とを防止することができる。

【００７０】なお、本実施形態では、燃料棒１０に含ま
れる燃料ペレットとして、プルトニウムの酸化物および
ウランの酸化物との混合物を適用することができるが、
プルトニウムの窒化物およびウランの窒化物を適用する
することもできる。窒化物とした場合には、重金属密度
が酸化物の約１．４倍となるため、Ｈ／ＨＭ比をさらに
低減することができ、転換比の増加が可能となる。この
場合、窒素のうちＮ１５を濃縮したものを使用すれば、
Ｃ１４の成生を抑制することができる。

【００７１】また、本実施形態では上述したように運転
圧力を４ＭＰａに設定したが、これに限らず、３ＭＰａ
以上で５ＭＰａ以下の範囲で運転しても効果はほぼ同じ
である。

【００７２】図９は、本発明の他の実施形態による燃料
集合体の構成を示している。この実施形態による燃料集
合体は、プルトニウムを使用した沸騰水型原子炉におい
て、反応度増加を目的として水密度を増加させるために
好適なものである。

【００７３】すなわち、図９に示すように、この燃料集
合体２０は内部にプルトニウムを含む燃料棒２１と、こ
の燃料棒２１とほぼ同径の細径ウォータロッド２４と、
これよりも大径の太径ウォータロッド２５とを、四角格
子状に１０行１０列配置して束ねた構成とされている。

【００７４】なお、燃料棒の一部は、酸化ガドリニウム
などの可燃性毒物が添加された可燃性毒物入燃料棒２６
とされている。この可燃性毒物の濃度は、１重量％以上
である。また、太径のウォータロッド２５は例えば２
本、燃料束の中央付近に配置され、細径のウォータロッ
ド２４はその周囲部に例えば６本配置されている。

【００７５】これら燃料束の周囲が正方形のチャンネル
ボックス２２によって囲まれ、出力運転時にはチャンネ
ルボックス２２の内部が沸騰部分となる。このチャンネ
ルボックス２２の片側の外部ギャップ部には、十字型制
御棒２３が配置される。この図９で示した実施形態で
は、制御棒２３が従来型の制御棒と同様に、ボロンカー
バイド（Ｂ₄ Ｃ）またはハフニウム（Ｈｆ）などを用い
た中性子吸収能力の大きい物質で構成されている。

【００７６】また、この実施形態ではプルトニウムペレ
ットが窒化物であり、窒素はＮ１５の存在比が９９．９
％以上となるよう濃縮されている。９９．９％とするこ
とで熱領域でのＮ１４の吸収をほとんど無視でき、反応
度増加に効果があるとともに、Ｃ１４をほとんど生成し
ない利点もある。

【００７７】この実施形態では、制御棒沸騰部Ａと非沸
騰部Ｂとの比Ａ／Ｂが約１．５であり、圧力４ＭＰａ時
にＨ／ＨＭは約６となっている。このように、冷却材平
均密度を従来の沸騰水型原子炉より大きく設定したこと
により、従来のＨ／ＨＭの５の場合と比較して反応度が
増加でき、これにより集合体平均の核分裂性プルトニウ
ム割合を低減することができる。

【００７８】なお、ウォータロッド２４，２５を図示以
上に増加してＨ／ＨＭを６より大きい範囲として実施し
た場合にも、反応度増加の効果が得られたが、その効果
は頭打ちとなったことから、Ｈ／ＨＭとしては６程度が
適切である。

【００７９】このように、燃料棒の一部をウォータロッ
ドに置き換えて燃料束の中心付近に配置することによ
り、中心付近の中性子減速を改善することができ、出力
時の反応度の向上が実現できるようになる。

【００８０】一方、燃料棒２１がウォータロッド本数分
だけ減少して、伝熱面積が小さくなり、限界出力が減少
する影響があるが、そのかわりに運転圧力を４ＭＰａと
して限界出力を約１５％増加することができるため、全
体としての限界出力は増加することができる。

【００８１】なお、この図９の実施形態例では、燃料棒
をウォータロッドに置き換える方式としたが、ウォータ
ロッド数を従来の沸騰水型原子炉と同様に２本程度とし
て、燃料棒を細くしていく方式でも同様の効果が得られ
る。また、ウォータロッド増加と燃料棒を細くしていく
方式とを同時に採用することもできる。また、外部ギャ
ップ部の幅を増加させることでも同様の効果が得られ
る。

【００８２】また、この実施形態でも運転圧力を４ＭＰ
ａに設定したが、もちろん圧力は３ＭＰａから５ＭＰａ
以下の範囲であれば効果はほぼ同様である。また、母材
として減損ウランを利用したが、天然ウランを利用して
も上記の各効果についてはぼ同様に得られる。

【００８３】さらに、可燃性毒物入燃料棒１６は、燃料
棒２１の束の周辺側に配置したが、必要に応じて燃料束
の内部に分散して配置することもできる。この場合、１
本当たりの吸収効果は小さくなるが、配置位置の制限が
少なく、より多い本数を配置できる利点がある。

【００８４】

【発明の効果】以上の実施形態で詳述したように、本発
明によれば、沸騰水型原子炉における運転時の炉心圧力
と、沸騰部および非沸騰部の比率を適切な範囲に設定す
ることにより、限界出力比を低下させることなく、転換
比またはプルトニウムの燃焼効率ひいては炉心反応度を
改善できる等の優れた効果が奏される。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の一実施形態による沸騰水型原子炉の構
成を示す平面図。

【図２】本発明の概念を説明するもので、水または蒸気
密度と炉心圧力との関係を示す特性図。

【図３】本発明の概念を説明するもので、蒸気比体積と
炉心圧力との関係を示す特性図。

【図４】本発明の概念を説明するもので、ボイド率と炉
心圧力との関係を示す特性図。

【図５】本発明の概念を説明するもので、減速材平均密
度と炉心圧力との関係を示す特性図。

【図６】本発明の概念を説明するもので、限界出力と炉
心圧力との関係を示す特性図。

【図７】本発明の概念を説明するもので、飽和温度と炉
心圧力との関係を示す特性図。

【図８】前記一実施形態の効果を示す説明図で、転換比
と炉心圧力との関係を示す特性図。

【図９】本発明の他の実施形態による沸騰水型原子炉の
構成を示す平面図。

【図１０】従来の沸騰水型原子炉の構成を示す平面図。

【符号の説明】

１０ 燃料棒 １１ 制御棒 １２ 燃料集合体 １３ チャンネルボックス １４ 水排除棒 １５ 突起 １６ 可燃性毒物入燃料棒 ２０ 燃料集合体 ２１ 燃料棒 ２２ チャンネルボックス ２３ 制御棒 ２４ 細径ウォーターロッド ２５ 太径ウォーターロッド ２６ 可燃性毒物入燃料棒

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.⁶ 識別記号 ＦＩ Ｇ２１Ｃ 3/62 Ｇ２１Ｃ 3/30 Ｔ 7/00 ＧＤＢ ＧＤＢＷ 7/10 7/10 Ｈ

Claims (13)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 プルトニウムを含む核燃料物質が封入さ
   れた多数本の燃料棒と、非沸騰水が内部を流れる０本ま
   たは１本以上のウォータロッドとを束ね、その周囲をチ
   ャンネルボックスで囲むことにより内部に沸騰部流路を
   形成した燃料集合体を備え、これら燃料集合体を原子炉
   圧力容器内に一定間隔で配置することにより炉心を構成
   し、前記燃料集合体相互間に沸騰しない水が流れる外部
   バイパス部を設けるとともに、これら外部バイパス部の
   一部または全ての部位に十字断面形状の上下に可動な制
   御棒を配置した沸騰水型原子炉であって、前記炉心部の
   運転圧力を５ＭＰａ以下の範囲に設定する一方、前記炉
   心の水平方向断面における沸騰部の面積Ａと、前記外部
   バイパス部およびウォータロッド内部の非沸騰水通路部
   の面積の和Ｂとの比Ａ／Ｂを、３以上に設定したことを
   特徴とする沸騰水型原子炉。
2. 【請求項２】 請求項１記載の沸騰水型原子炉におい
   て、原子炉定格出力時における炉心全体の燃料棒中の重
   金属原子数ＨＭと、冷却材中に含まれる水素の原子数Ｈ
   Ｍとの比Ｈ／ＨＭを、１．０以下に設定したことを特徴
   とする沸騰水型原子炉。
3. 【請求項３】 請求項１記載の沸騰水型原子炉におい
   て、核燃料物質として燃料棒中に含まれるプルトニウム
   およびウランが窒素化合物の形態で存在していることを
   特徴とする沸騰水型原子炉。
4. 【請求項４】 請求項３記載の沸騰水型原子炉におい
   て、窒素化合物を形成するための窒素元素として、天然
   に存在する窒素１４と窒素１５との割合よりも窒素１５
   の比率が多いものを濃縮して用いていることを特徴とす
   る沸騰水型原子炉。
5. 【請求項５】 請求項２記載の沸騰水型原子炉におい
   て、燃料集合体中の燃料棒の配置を、隣接する３本の燃
   料棒の中心位置が正三角形の頂点となる三角格子を形成
   する配置に設定したことを特徴とする沸騰水型原子炉。
6. 【請求項６】 請求項５記載の沸騰水型原子炉におい
   て、チャンネルボックスの水平断面を略正方形としたこ
   とを特徴とする沸騰水型原子炉。
7. 【請求項７】 請求項２記載の沸騰水型原子炉におい
   て、一部の燃料棒内または全ての燃料棒内に可燃性毒物
   として酸化ガドリニウムを含み、燃料棒内の核燃料物質
   に対する前記酸化ガドリニウムの重量割合を１％以下に
   設定したことを特徴とする沸騰水型原子炉。
8. 【請求項８】 請求項１記載の沸騰水型原子炉におい
   て、制御棒は炉心下部より挿入されるものであり、その
   制御棒の上半分は中性子吸収能力の小さい、水を排除す
   るフォロワーとして構成され、下半分は中性子吸収能力
   の大きい物質によって構成されていることを特徴とする
   沸騰水型原子炉。
9. 【請求項９】 プルトニウムを含む核燃料物質が封入さ
   れた多数本の燃料棒と、非沸騰水が内部を流れる１本以
   上のウォータロッドとを束ね、その周囲をチャンネルボ
   ックスで囲むことにより内部に沸騰部流路を形成した燃
   料集合体を備え、これら燃料集合体を原子炉圧力容器内
   に一定間隔で配置することにより炉心を構成し、前記燃
   料集合体相互間に沸騰しない水が流れる外部バイパス部
   を設けるとともに、これら外部バイパス部に十字断面形
   状の上下に可動な制御棒を配置した沸騰水型原子炉であ
   って、前記炉心部の運転圧力を３ＭＰａ以上、５ＭＰａ
   以下の範囲に設定する一方、前記炉心の水平方向断面に
   おける沸騰部の面積Ａと、前記外部バイパス部およびウ
   ォータロッド内部の非沸騰水通路部の面積の和Ｂとの比
   Ａ／Ｂを、１．５以下に設定したことを特徴とする沸騰
   水型原子炉。
10. 【請求項１０】 請求項９記載の沸騰水型原子炉におい
    て、原子炉定格出力時における炉心全体の燃料棒中の重
    金属原子数ＨＭと、冷却材中に含まれる水素の原子数Ｈ
    Ｍとの比Ｈ／ＨＭを、６．０以上に設定したことを特徴
    とする沸騰水型原子炉。
11. 【請求項１１】 請求項１０記載の沸騰水型原子炉にお
    いて、核燃料物質として燃料棒中に含まれるプルトニウ
    ムおよびウランが窒素化合物の形態で存在しており、そ
    の窒素化合物を形成するための窒素元素として、天然に
    存在する窒素１４と窒素１５との割合よりも窒素１５の
    比率が多いものを濃縮して用いるとともに、その窒素１
    ５の濃縮度を９９％以上に設定したことを特徴とする沸
    騰水型原子炉。
12. 【請求項１２】 請求項１から９までのいずれかに記載
    の沸騰水型原子炉において、燃料棒に封入されたプルト
    ニウムを含む核燃料物質は、円柱状ペレットまたは顆粒
    状粒子の形態をなす混合酸化物であることを特徴とする
    沸騰水型原子炉。
13. 【請求項１３】 水平断面が正方形のチャンネルボック
    ス内に、核燃料物質が封入された多数本の燃料棒を、隣
    接する３本の燃料棒の中心位置が正三角形の頂点となる
    三角格子を形成する配置で収容し、前記チャンネルボッ
    クスの内部に沸騰部流路を形成した燃料集合体を備え、
    これら燃料集合体を原子炉圧力容器内に一定間隔で配置
    することにより炉心を構成した沸騰水型原子炉におい
    て、前記チャンネルボックスの最外周に配置される燃料
    棒列と、前記チャンネルボックスの内面との間に形成さ
    れる空隙部に、中性子吸収能力の小さい水排除棒を設け
    たことを特徴とする沸騰水型原子炉。