JPS5847677B2 - 原子炉の炉心 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 この発明は原子炉に関し、特に、可動制御要素で制御さ
れ且つ混合酸化物燃料を使用する原子炉の炉心に関する
ものである。

混合酸化物燃料と普通言われる核分裂性プルトニウム燃
料を原子炉で使用するのは非常に有利である。

その他の核燃料の核分裂中にできたプルトニウム燃料の
リサイクルはエネルギの喜ぶべき再供給源をもたらす。

この関係で、プルトニウム燃料すなわち混合酸化物燃料
とは、ＵＯ２とＰｕＯ２の組み合わせのような核分裂プ
ルトニウムとその他の核分裂性元素との組み合わせを指
している。

例えば、代表的な組み合わせでは、約０．２〜１．１重
量％のＵ−２３５濃度を有するウラン燃料と、燃焼した
ウラン燃料を再処理して得たプルトニウム重量％約４．
２のプルトニウム（第１回リサイクルプルトニウム）と
を含んでいる。

この発明は、逐次リサイクルによるプルトニウムを含む
任意の濃度或は種類のプルトニウムが使用される時にい
つでも炉心に適用できる。

しかし、混合酸化物燃料の特有の性質のため原子炉の制
御要求が増す結果となるので、前述の燃料の使用が制限
される。

プルトニウムは大きな吸収断面積を有するので、プルト
ニウムと、制御要素であることが典型的な原子炉制御手
段との間に中性子吸収の競合が起こり、この競合が制御
要素の価値を低下させることとなる。

また、プルトニウム燃料とウラン燃料の核的特性を比較
すると主として次の点でプルトニウム燃料の方が多いか
又は大きいことが認められる。

（１） ２ ４ ０ Ｐｕ及び２ ４ ２ Ｐｕの量
（２）熱中性子吸収断面積 このため、プルトニウム燃料の装荷によって炉心特性に
次のような影響が与えられる。

まず、上記２４０Ｐｕ及び２４２Ｐｕは熱外中性子に対
し大きな共鳴吸収断面積を有しているので、上記（１）
の理由によりこれらの核種によるドップラー効果がウラ
ン炉心より大きくなり、ドップラー反応度欠損（ドップ
ラーデフエクト）が増加する。

また、上記（２）の理由により、炉心の中性子スペクト
ルが硬化し、減速材温度係数がウラン炉心より負側に移
行する。

よって、減速材温度変化による反応度欠損（減速材デフ
エクト）が増す。

反応度制御要求量は出力デフエクトとその他の因子の和
で定義されるが、この出力デフエクトはトップラーデフ
エクトと減速材デフエクトの和であり、プルトニウム炉
心ではこれら両者が増加するために、制御要求が増大す
る。

制御要求の増大と、制御要素の反応度制御能力の低下と
のために、原子炉の炉心設計者は、混合酸化物燃料を制
御要素から離して位置決めする考えに基づいた炉心配列
を提案した。

例えば、周囲を制御要素で囲まれた燃料要素の中央領域
にプルトニウム保有燃料棒が位置決めされているような
、棒束型の燃料要素を含む原子炉が提案された。

周辺の燃料棒はウランのようにもつと一般的な核燃料を
保有する。

また、ウラン保有燃料要素の近くに混合酸化物保有燃料
要素を置いた格子状配列も提案された。

この格子状配列では、ウラン保有集合体の中にだけ制御
要素を挿入する。

更に最近の配列では、炉心の下方部分にだけ混合酸化物
燃料を置き、頂部には制御要素を設けたものが提案され
た。

これは、制御要素が混合酸化物燃料の近くにある時間が
短縮する結果となる。

これ等の先行技術の構造は制御要素と混合酸化物燃料と
を分けると言う考え方に基づいており、この考え方によ
れば、所定の炉心で有効に使用できるプルトニウムの量
が制限される欠点があった。

また、ある先行技術の構造は、主としてウランを保有す
る炉心に必要な制御要素以上に、更に制御要素を必要と
しており、これは非常に高価につく。

また、原子炉の制御は安全の見地から重要である。

原子力発電工業においては、保護、冗長及び安全設計を
保証するために至る所で非常な注意が常時払われている
。

原子炉の制御設計に関する代表的む手法では、制御要素
の作動位置への挿入すなわちスクラムが必要な想定した
事故状態下で、反応度の点から最も制御要素価値の大き
い制御要素が炉心外の不作動位置に出ている、即ちスタ
ックアウトしていると仮定していた。

１本の制御要素がスタックアウトしている場合、残りの
制御要素が全体としてもつ制御要素価値は′Ｎマイナス
１“（Ｎ−１）制御要素価値と言われている。

原子力発電設備設計の一つの基準となるこの仮定状態は
、１本の制御要素を所定作動位置の外に出した状態で炉
心のある領域が望ましくない臨界を保持する可能性をで
きるだけ小さくするのに使われる。

従って、この発明の主な目的は、プルトニウムすなわち
混合酸化物の利用によりこれまでに生じていた上記のよ
うな諸制限を緩和する炉心を提供することである。

上記目的から、この発明は、炉心中の所定位置にそれぞ
れ位置決めされて同一空間で垂直方向に延びる複数の燃
料要素を備え、前記燃料要素のあるものは、原子炉を制
御するため選択的に位置決めできる制御要素を出し入れ
可能に受け容れるようになっている原子炉の炉心におい
て、前記制御要素を受け容れた複数の前記燃料要素のう
ち少なくとも所定の１つは混合酸化物燃料を含んでおり
、全制御要素のうちの１本が不作動になった場合すなわ
ち炉心がＮ−１配列になった場合に、全作動制御要素の
制御要素価値の最小値を増大するように、制御要素価値
の最大値を通常（すなわちプルトニウム燃料が装荷され
る炉心においてそのプルトニウム燃料がそれと反応度的
に等価のウラン燃料に置換された炉心を想定した場合）
有する所定の炉心位置に該所定燃料要素があることを特
徴としている。

先行技術とは根本的に異なるこの概念によって、所定の
原子炉において、制御装置とコストとを不当に大きくす
ることなく混合酸化物が多く利用されることとなる。

また、この発明は、事故状態下で炉心外にスタックアウ
トすることがありうる最も反応的な制御要素の価値を減
じることによって、安全性の余裕を増す。

この発明は添付図面に関する以下の説明から一層容易に
明らかとなろう。

第１図を参照すると、炉心１２を有する原子炉容器１０
が示されている。

炉心１２は、容器１０内の構造物により垂直方向に支持
されて平行にかつ共に延びる棒束型燃料要素１４を複数
含む。

容器１０は頂部を頭部１６により封止されており、この
頭部１６から吊り下げられた制御要素駆動機構１８が制
御要素２０を所定の燃料要素１４の上方及び内部で選択
的に位置決めする。

原子炉運転中、水のような原子炉の冷却材流体はポンプ
により圧送されて複数の入口ノズル２２から容器１０に
入り、この容器と炉心バレル２３と熱遮蔽体２５との間
の環状領域２４を下方へ流れ、容器の下部プレナム２６
中で転回してから炉心１２を上方へ通過し、複数の出口
ノズル２８から流れ出るのが典型的である。

炉心が冷却材に伝えた熱エネルギは最終的目標である発
電のため熱交換装置（図示しない）の中で熱交換される
。

棒束型の代表的な燃料要素１４の１つを第２図に詳細に
示す。

この燃料要素は平行におかれかつ同一外形の複数の燃料
棒３０を含み、各燃料棒は封止された金属被覆３４内に
積み重ねられた核燃料ペレット３２を有する。

燃料棒３０は上部ノズル３６と、下部ノズル３８と、燃
料要素の長さ沿いに隔置された格子構造４０とにより主
として支持される。

図示の燃料要素は、複数の円筒形制御棒２１を有するス
パイダ型制御要素２０を受け容れているが、制御要素の
配列が変わるに従って板、棒、桿等を使用できる。

制御要素２０は炭化ホウ素、タンタル、銀−インジウム
とカドミウムの組み合わせ、当該技術で既知のその他の
もののような大きな中性子吸収断面積を有する材料で構
威されている。

開放格子型の燃料要素が図示されているが、この発明は
、液体金属冷却型高速増殖炉のようなたくさんの型式の
原子炉で使用され、管被覆形燃料要素と呼ばれているよ
うな構造を含むその他様々の燃料要素構造に適用できる
ことを理解されたい。

第３図は複数の燃料要素１４が炉心の所定位置に規則正
しく配列されていることを示している。

ここで符号Ａ−０及び１〜１５は所定の炉心位置（Ａ−
１，Ｂ−２ ，・・・・）を言及するのに使用する。

炉心１２は四分円状その他の幾何学的形状に対称に配列
するのが典型的であるので、例えばＪ−６ ，Ｊ−１
０ ，Ｆ−６及びＦ−１０の位置の燃料要素は同様の運
転特性及び運転方法を経験する。

１つの燃料要素１４が所定の炉心位置内においてある期
間燃焼すると、燃料交換作業中に炉心１２から取り出さ
れるか或は炉心内でシャフリング（位置変え）される。

所定の燃料要素１４は三回又はそれ以上の各炉心サイク
ル中のような、その全有効寿命の間に数ケ所の炉心位置
をとることがありうるが、制御要素２０の位置は一定で
あるのが典型的である。

図示例の炉心中の制御要素の位置は図に黒丸で示した。

制御要素の位置もまた対称に配列されるのが典型的であ
る。

炉心１２に対する制御要素２０の反応度価値は当該技術
で周知の計算方法及び装置で決定できる。

決定はコンピュータその他の計算手段で行なえる。

制御要素個々の及び全体の反応度価値を知ることは、制
御要素２０のような所要の炉心制御手段は勿論その他の
中性子毒物質を設けたり、或は流体減速材、流量、密度
及び或分の諸条件を決めたりする際に極めて重要である
。

制御要素個々の及び全体の価値の決定と相対値の基準は
全ウラン炉心についてここでは与えられているが、制御
棒位置にウラン燃料要素を有する仮定した混合酸化物及
びウラン炉心のような、その他の基準でかかる決定を行
ないうろことを理解されたい。

炉心１２中の制御要素２０の反応度価値は”全制御要素
価値”及び“利用可能制御要素価値”によって論ずるの
が典型的である。

この明細書では、”全制御要素価値”とは所定の炉心配
列状態の所定原子炉の制御要素全部の反応度価値のこと
を言っており、”利用可能制御要素価値′”とは同原子
炉において１本の制御要素が炉心外の不作動位置にスタ
ックアウトした場合の残りの制御要素（スタックアウト
していないものすべて）の反応度価値のことを言ってい
る。

またこれは、″Ｎ−１制御要素価値”、即ち”Ｎ−１配
列″の炉心とも言われている。

最も反応的な制御要素が炉心外にスタックアウトしてい
ると仮定した場合のＮ−１配列は、炉心停止マージン及
び原子炉安全の諸条件の基礎となる基準である。

炉心配列は２，４．８その他の数のセグメントが対称形
になっているのが代表的であるから、最も価値の大きい
制御要素とは、複数の制御要素位置にある制御要素、例
えば例示した炉心１２の４つの各象限にある２つの制御
要素を実際に意味する。

これらの２つの制御要素は合体して８ヶの対称かつ実質
的に同一の位置を構戊する。

しかし、設計及び解析のためには、ただ１つの制御要素
がスタックアウトしていると仮定する。

プルトニウムすなわち混合酸化物燃料をウランその他の
型の炉心１２に入れた時に制御要求に現れる不利な効果
は、今まで、混合酸化物燃料を何かの方法で制御要素２
０から離す或は間隔をおくことを要求していた。

しかし、この発明は、１本の制御要素を除いて全ての制
御要素が炉心に挿入され作動位置にあると仮定した場合
に、この１本の制御要素が不作動位置にスタックアウト
することにより失われる制御要素価値寄与分が最大とな
るような位置に特に混合酸化物保有燃料要素を置くこと
を考えている。

所定の炉心内で最も高濃度の混合酸化物すなわちプルト
ニウムを保有する燃料要素をそのように位置決めするの
が好ましい。

８つの対称位置を有する図示の炉心では、８つの燃料要
素がそのように位置決めされている。

この配置は、どれか１本の制御要素を不作動位置にスタ
ックアウトしたために失った１本の制御要素の制御要素
価値寄与分を意味するスタック制御要素価値を、該スタ
ック制御要素価値がもはや最大価値とはならない値にま
で、又はその増分価値が前の価値よりは小さいが次の最
大価値の制御要素を超える値まで減少させる。

次の実施例はこの発明の利点を一層よく説明している。

しかし、実施例は単なる説明のためであって、種々の量
及び組合せのプルトニウム燃料を使用する多くの別の原
子炉及び炉心配列においてこの発明を有効に実施しうろ
ことを理解されたい。

第４図は典型的な全ウラン炉心の装荷パターンを示す。

各要素位置の右側下方にある枡中の数字は炉心領域を表
わす。

＋！ ５９１と示した位置は、５番目の運転サイクルの
炉心に始めて入れたウラン保有燃料要素１４を表わす。

同様に、？＋ ４９１と示した位置は、４番目の運転サ
イクルの炉心に始めて入れたウラン燃料要素を表わす。

文字″Ｆ １１は新ウラン保有燃料要素を表わす。

これ等の新燃料要素は６番目の運転サイクルの際に炉心
中に始めて挿入される。

炉心寿命中のこの時点で、プルトニウムに対しウランを
最初に保有する燃料要素が用いられていた。

各燃料要素は、若干の例外はあるが、結局炉心中で３つ
の異なる位置を占め、３つの運転サイクルの間炉心中に
ある。

しかし、この発明は、任意の数の運転サイクルのために
挿入された燃料要素をもつ燃料領域を任意の数だけ有す
る炉心配列に適用できる利点があることが理解されよう
。

第ｌ表は、第４図の全ウラン炉心の炉心位置をとる各燃
料要素についての利用可能制御要素価値と、スタック制
御要素価値とを表わすものであり、全制御要素全体の制
御要素価値は７．３１である。

制御要素Ｅ−１１を除く全てを挿入すると（Ｎ１配列）
、利用可能制御要素価値は６．４１であり、制御要素Ｅ
−１１について０．９０の制御要素価値が残っている。

ここで、前の段階に戻り、未だ全ての制御要素が引き抜
かれていると仮定すると、緊急停止が開始された場合に
は全制御要素が作動位置に挿入される。

この際、制御要素Ｅ−１１がスタックアウトすると仮定
すれば、利用可能制御要素価値、すなわち作動位置にあ
る制御要素全体の価値は６４１である。

第１表において、制御要素Ｂ−１０は最犬の制御要素価
値をもつ。

このＢ一１０だけがスタックアウトし他の全制御要素が
挿入されれば、利用可能制御要素価値は５．９６であり
、１．３５の制御要素価値が利用可能のまＸ残る。

ともかく、Ｂ−１０がスタックアウトすれば、その制御
要素価値１．３５を利用することができず、他の全制御
要素が作動位置にある場合の利用可能制御要素価値は５
．９６に過ぎない。

これが最も危険な仮定状態であり、これにもとづいて安
定性の検討がなされる。

従って、第１表から、位置Ｂ−１ ０にある制御要素が
炉心外にスタックアウトされる最も反応的な制御要素で
あることが分かる。

この結論は、図示の炉心においてＢ−１０と対称な位置
にあるその他７つの制御要素（Ｆ−１４，Ｊ−１４，Ｎ
１０，Ｎ−６，Ｊ−２，Ｆ−２及びＢ−６）に当てはま
る。

第５図は、何回もの運転サイクルを経た後の第４図の炉
心の装荷パターンを示す。

特に、第４図の全ウラン炉心を燃焼させ、そして次の運
転サイクルにおいて、全ウランをもつ燃料要素と混合酸
化物プルトニウムをもつ燃料要素とを炉心に装荷してし
まった状態で、炉心を運転し、燃料を燃やし、しかる後
、プルトニウムをもつ燃料要素と全ウランをもつ燃料要
素との新領域が挿入された。

これは第５図に示した状態まで続き、注記した識別ブロ
ックで明らかにした。

従って、ハツチングのない炉心位置は、炉心に挿入した
当初に、混合酸化物燃料ではなくウラン燃料を保有した
燃料要素を表わしている。

′８″と表わしたものは２回燃焼したものであり、１９
″と表わしたものは１回燃焼したものであり、゛１０”
′及び”Ｆ １１と表わしたものはサイクルの始期にお
いて新しいものである。

炉心に最初に入れた当初に混合酸化物燃料を有する燃料
要素も同様の命名法で表わされている。

混合酸化物要素も格子状ハツチングで表わされている。

第５図に示すように、混合酸化物プルトニウム燃料要素
は熟慮した上で炉心位置Ｂ−１０及びその他７つの、位
置Ｆ−１４を含む対称位置に位置決めした。

特に、新しいプルトニウム保有燃料要素をそのように位
置決めした。

第２表は第５図の炉心についての各制御要素受け容れ炉
心位置の利用可能制御要素価値及びスタック制御要素価
値を表わしている。

また、第２表は寿命終期、即ち第５図の炉心運転後の温
態全出力状態に基づいている。

この発明で提案しているように、最犬の制御要素価値の
制御要素をもつ燃料要素、即ちその制御要素がスタック
アウトした場合（Ｎ−１配列）に炉心に与えられる利用
可能制御要素価値が最小になる燃料要素を、低い反応度
を有する混合酸化物燃料と交換すれば、制御要素１本の
価値が小さくなり、実際には炉心全体の反応度が若干低
くなる。

即ち、全制御要素の制御要素価値が若干小さくなり、そ
の値は第２表から分かるように７．０２である。

第２表において、制御要素Ｂ − １ｏ （これは今で
は混合酸化物燃料の中にある）の制御要素価値は０．９
３に減じる。

制御要素Ｂ−１０がスタックアウトすれば、作動位置に
ある残りの制御要素全部がもたらす利用可能制御要素価
値６．０９である。

第２表から分かるように、この値はもはや、作動位置に
ある制御要素（１本はスタックアウトしている）の最小
の利用可能制御要素価値ではない。

最犬の制御要素価値をもつ制御要素は今ではＥ−１１位
置にあり、その位置にある制御要素の制御要素価値寄与
分は０．９６である。

この制御要素がスタックアウトすれば、作動位置にある
残りの全制御要素は６．０６の利用可能制御要素価値を
もち、この値は、第１表に示すようにＢ−１０位置にあ
る制御要素１本がスタックアウトした場合の全ウラン炉
心における残りの全制御要素の利用可能制御要素価値５
．９６より大きい。

従って、第２表からは、以前に最も反応的であったスタ
ック制御要素の位置、即ちＢ−１０の価値は全ウラン炉
についての１．３５％△ρから混合酸化物炉心の場合Ｏ
、９３％Δρにまで低減することが分かった。

また、炉心位置Ｅ−１１にある制御要素の価値は、どの
対称位置についても、０．９０％△ρから０．９６％△
ρに増加することが分かった。

従って、この制御要素（Ｅ−１１）が温態全出力状態で
炉心外にスタックアウトされるもののうち最も反応的な
制御要素となる。

しかし、そのスタック制御要素価値は全ウラン炉心にお
ける位置Ｂ−１０の制御要素より実質的に小さい。

この発明の有益な応用は、最も反応的なスタック制御要
素の位置だけに限定されるのではないことに注目された
い。

例えば、位置Ｂ−１０に加えて、位置Ｅ−１１に混合酸
化物燃料を置くことによって炉心における個々のスタッ
ク燃料要素の最大価値は更に減じるであろう。

このように引き続いてプルトニウムを装荷して得られる
利益の増加はこの例ではむしろ小さいが、その他の炉心
配列においては利益は相当なものになりうる。

更に、温態全出力状態において、位置Ｅ−１１にある制
御要素の価値と、位置Ｂ−１０の制御要素の価値との間
に比較的小さな違いがあることが分かるであろう。

しかし、停止マージンを決定する点である温態ゼロ出力
状態においては、この条件が変わる。

第３表は典型的な全ウラン炉心配列と混合炉心配列とに
ついての温態ゼロ出力状態における制御要素価値の概略
を表わしている。

第３表からは、混合酸化物炉心についてのＮ１制御要素
の価値は全ウラン炉心に対して増大していることが分か
る。

これは、炉心外にスタックアウトされた燃料要素が位置
Ｂ−１０にあるか或は位置Ｅ−１１にあるかに関係のな
い事実である。

（炉心外にスタックアウトされた両燃料要素Ｅ１１及び
Ｂ−１０についてのＮ−１制御要素価値が同じであるの
は、この例における単なる一致であることに注意された
い。

）従って全ウラン炉心について決定した最も反応的なス
タック制御要素位置にプルトニウム燃料を予め考えた上
で装荷することによって、プルトニウム炉心における利
用可能制御要素価値がかなり高くなる。

また、利用可能制御要素価値は増大したが、全制御要素
価値は減少したことも分かる。

第４表は全ウラン炉心及び混合酸化物炉心配列の停止マ
ージンの概要を表わす。

また、この表は停止マージンの分析に典型的に含まれる
諸要因も示している。

第４表からは、ドップラーデュフエクト及び減速材デュ
フエクトの合計である出力デフエクトが混合酸化物炉心
で増加したことが分かる。

しかし、控え目に見た不確定度があってもなくても、最
も反応的な制御要素をスタックアウトした炉心中の全制
御要素の価値は全ウラン炉心よりも未だ大きい。

また、最も反応的な制御要素位置で混合酸化物燃料を用
いることによって、例えば仮定した主蒸気管破断事故の
際に臨界未満に保つに要する反応度が実際に低減する。

また、第４表からは、Ｎ一１制御要素価値から控え目に
見た不確定度と、全制御要求と、蒸気ブレーキ要求とを
差し引くことによって、全ウラン炉心は反応度で０．３
３％の余剰停止マージンを有するが、プルトニウム炉心
の余剰停止マージンは反応度で０．５２％であることが
分かる。

従って、プルトニウム燃料炉心は全ウラン炉心よりも停
止マージンが約０．２％△ρ大きい。

この理由は、全制御要素の制御要素価値については、全
ウラン炉心に対し、混合燃料を装荷した場合（全部が混
合燃料になるのではない）の方が低下するが、利用可能
制御要素価値（但し最大の制御要素価値をもつ制御要素
１本がスタックアウトしたもの）が反対に高くなるから
である。

また、ある炉心配列の場合、同炉心の諸要素の中で最も
プルトニウム濃度の高い燃料要素を制御要素位置に置か
ないかも知れないことに注意すべきである。

例えば炉心の出力分布に対する効果を含むその他の諸因
子を考慮しなければならない。

代表例の炉心配列においては、スタック制御要素価値の
最も大きい位置Ｂ−１０の制御要素は、新しい、即ち未
燃焼の燃料要素を受け容れるのが典型的な周辺の炉心領
域に置かれる。

スタック制御要素価値の最も大きい制御要素が例えば中
間炉心領域（第５図の領域９）にあったとすれば、１回
燃焼したプルトニウム保有燃料要素がその制御要素を受
け取るように位置決めされる。

新しい混合酸化物燃料要素が中間炉心領域に置かれてい
ると仮定すれば、その位置において超過反応度となり、
局所出力ピーキングが生じる。

この発明を利用して得られる利点について一つの実施例
で説明したが、この発明を大抵の原子炉及び炉心に同様
に適用しうろことは明らかであろう。

従って、この発明は特に説明した以外に、特許請求の範
囲内で実施しうるものであることを理解されたい。

【図面の簡単な説明】

第１図は代表的な原子炉及び種々の内部構造体を断面で
示す立面図、第２図はスパイダ形の制御要素を受け容れ
る代表的な棒束型の燃料要素の斜視図、第３図は第１図
の■−■線に沿って部分的に断面で示す略平面図、第４
図は炉心配列の略図、第５図は別の炉心配列の略図であ
る。 図中、１２は炉心、１４は燃料要素、２０は制御要素で
ある。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 炉心中の所定位置にそれぞれ位置決めされて同一空
   間で垂直方向に延びる複数の燃料要素を備え、前記燃料
   要素のあるものは、原子炉を制御するため選択的に位置
   決めできる制御要素を出し入れ可能に受け容れるように
   なっている原子炉の炉心において、前記制御要素を受け
   容れた複数の前記燃料要素のうち少なくとも所定の１つ
   は、混合酸化物燃料を含んでおり、全制御要素のうちの
   １本が不作動になった場合に、全作動制御要素の制御要
   素価値の最小値を増大するように、制御要素価値の最大
   値を通常有する所定の炉心位置に該所定燃料要素がある
   ことを特徴とする原子炉の炉心。