JPS59112280A - 原子炉出力制御方法 - Google Patents
原子炉出力制御方法Info
- Publication number
- JPS59112280A JPS59112280A JP57223242A JP22324282A JPS59112280A JP S59112280 A JPS59112280 A JP S59112280A JP 57223242 A JP57223242 A JP 57223242A JP 22324282 A JP22324282 A JP 22324282A JP S59112280 A JPS59112280 A JP S59112280A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel assembly
- fuel
- reactor
- pressure loss
- coolant passing
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- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Control Of Eletrric Generators (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、原子炉出力制御方法、さらに詳細には、沸騰
水型原子炉の出力制御方法に関するものである。
水型原子炉の出力制御方法に関するものである。
沸騰水型原子炉においては、原子炉運転中、燃料集合体
の下方からＦ方に向かって漸次体積率が増加するいわゆ
る軸方向ボイド分布がみられる。
の下方からＦ方に向かって漸次体積率が増加するいわゆ
る軸方向ボイド分布がみられる。
このため、炉心上部よりも炉心下部で中性子の熱化が進
み、出力ピークが炉心下部にスキューすると云う１頃向
があった。しかして、従来、原子炉々上部を設計するに
あたっては、原子炉の健全性確保とプラントの稼動率向
上化という２つの観点から、出力ピークをできるだけ抑
え、線出力密度を小さくすることが考えられているが、
その具体的な手段としては、（１）炉心下部の出力ピー
ク位置に制御棒を浅く挿入したり、（２）燃料棒の出力
ピーク位置にあらかじめ可燃性毒物ガドリニア（Ｑｄ２
０３）をいれておくなどの方法が採用されている。また
、燃料のａ縮度を上下２領域で異ならしめたいわゆる上
下２領域燃料は、その軸方向出力分布の平坦化が上記２
例よりもすぐれていることが実証され、広く採用の方向
にあるが、技術革新が日進月歩でちる今日、バリヤ燃料
のごときＰＣＩ （ＰｅｌｌｅｔＣＩａｄ Ｉｎｔｅｒ
ａｃｔｉｏｎ ：ペレット被覆相互作用）対策をほどこ
しだ新燃料が出現するに至り、これまでおこなわれてい
たような方法で燃料集合体の軸方向出力分布を平坦化す
る必要はなくなセ、線出力密度については、燃料の健全
性を維持できる範囲内で上昇させることができるように
なってきた。
み、出力ピークが炉心下部にスキューすると云う１頃向
があった。しかして、従来、原子炉々上部を設計するに
あたっては、原子炉の健全性確保とプラントの稼動率向
上化という２つの観点から、出力ピークをできるだけ抑
え、線出力密度を小さくすることが考えられているが、
その具体的な手段としては、（１）炉心下部の出力ピー
ク位置に制御棒を浅く挿入したり、（２）燃料棒の出力
ピーク位置にあらかじめ可燃性毒物ガドリニア（Ｑｄ２
０３）をいれておくなどの方法が採用されている。また
、燃料のａ縮度を上下２領域で異ならしめたいわゆる上
下２領域燃料は、その軸方向出力分布の平坦化が上記２
例よりもすぐれていることが実証され、広く採用の方向
にあるが、技術革新が日進月歩でちる今日、バリヤ燃料
のごときＰＣＩ （ＰｅｌｌｅｔＣＩａｄ Ｉｎｔｅｒ
ａｃｔｉｏｎ ：ペレット被覆相互作用）対策をほどこ
しだ新燃料が出現するに至り、これまでおこなわれてい
たような方法で燃料集合体の軸方向出力分布を平坦化す
る必要はなくなセ、線出力密度については、燃料の健全
性を維持できる範囲内で上昇させることができるように
なってきた。
本発明は、沸騰水型原子炉の出力制御をおこなう場合、
基本的にスペクトルジフト制御法を採用したものであっ
て、その目的とするところは、燃料集合体の取出燃焼度
を従来よりも高めることのできる新しい原子炉出力制御
方法を提供しようとするものである。
基本的にスペクトルジフト制御法を採用したものであっ
て、その目的とするところは、燃料集合体の取出燃焼度
を従来よりも高めることのできる新しい原子炉出力制御
方法を提供しようとするものである。
上記目的を達成するため、本発明は、燃料集合体の炉内
装荷期間のうち、その前半は、当該燃料集合体内を通過
する冷却材の流れに大きな圧力損失を生せしめるべく、
圧力損失調整部材を燃料集合体に取り付けることにより
、燃料要素を高いボイド率で燃焼させてプルトニウム生
成の増加をうながし、後半は、上記圧力損失調整部材を
取り除いて燃料集合体内を通過する冷却材の単位時間当
シの流量を高めることにより、燃料要素を低いボイド率
で燃焼させて前半に生成されたプルトニウムを核反応に
供せしめることを特徴とするものでちる。
装荷期間のうち、その前半は、当該燃料集合体内を通過
する冷却材の流れに大きな圧力損失を生せしめるべく、
圧力損失調整部材を燃料集合体に取り付けることにより
、燃料要素を高いボイド率で燃焼させてプルトニウム生
成の増加をうながし、後半は、上記圧力損失調整部材を
取り除いて燃料集合体内を通過する冷却材の単位時間当
シの流量を高めることにより、燃料要素を低いボイド率
で燃焼させて前半に生成されたプルトニウムを核反応に
供せしめることを特徴とするものでちる。
以下、本発明を、図面を参照しつつ詳細に説明すると、
第１図は本発明方法の実施に供して好適な燃料集合体の
縦断面図で、１は上部タイプレート、２は下部タイプレ
ート、３はスペーサ、４は燃料棒、５はスペーサ支持ロ
ンドを示し、下部タイプレート２は、アッパー（ｕｐｐ
ｅｒ ）部材２ａとロウアー（ｌｏｗｅｒ ）部材２ｂ
とに２分割されている。第２図（イ）は第１図に示され
ている燃料集合体の一部（下部タイプレート２とその付
近）を拡大して示す図、第２図（ロ）は第２図（イ）に
示されている下部タイプレート２の一部（ロウア一部材
２ｂ）を他のロウア一部材２ｂ’と交換して示す図で、
第２図（イ）に示すロウア一部材２ｂには、燃料集合体
内をＩＭ過する冷却材の流れに大きな圧力損失を生ぜし
める圧力損失調整用のオリフィスプレート６が設けられ
ている。なお、下部タイプレート２を構成するアッパ一
部材２ａとロウア一部材２ｂ（あるいは２ｂ′ ）とは
、燃料サポート７上で相互の位置にズレを生じないよう
、それぞれ係止段部８および９（ロウア一部材２ｂ’に
おいては段部９′）が設けられている。
第１図は本発明方法の実施に供して好適な燃料集合体の
縦断面図で、１は上部タイプレート、２は下部タイプレ
ート、３はスペーサ、４は燃料棒、５はスペーサ支持ロ
ンドを示し、下部タイプレート２は、アッパー（ｕｐｐ
ｅｒ ）部材２ａとロウアー（ｌｏｗｅｒ ）部材２ｂ
とに２分割されている。第２図（イ）は第１図に示され
ている燃料集合体の一部（下部タイプレート２とその付
近）を拡大して示す図、第２図（ロ）は第２図（イ）に
示されている下部タイプレート２の一部（ロウア一部材
２ｂ）を他のロウア一部材２ｂ’と交換して示す図で、
第２図（イ）に示すロウア一部材２ｂには、燃料集合体
内をＩＭ過する冷却材の流れに大きな圧力損失を生ぜし
める圧力損失調整用のオリフィスプレート６が設けられ
ている。なお、下部タイプレート２を構成するアッパ一
部材２ａとロウア一部材２ｂ（あるいは２ｂ′ ）とは
、燃料サポート７上で相互の位置にズレを生じないよう
、それぞれ係止段部８および９（ロウア一部材２ｂ’に
おいては段部９′）が設けられている。
本発明方法の実施に供して好適な燃料集合体の構成は以
上のとおりであり、次に、本発明方法によって原子炉出
力を制御する場合について説明する。本発明によれば、
燃料集合体の炉内装荷期間のうち、その前半は、当該燃
料集合体内を通過する冷却材の流れに大きな圧力損失を
生せしめるべく、圧力損失調整用のオリフィスプレート
６を備えたロウア一部材２ｂをアッパ一部材２ａと組み
合わせて使用し〔第２図（イ）〕、燃料集合体内を通過
する冷却材の流量を減少させることにより、燃料要素を
高いボイド率で燃焼させてプルトニウム生成の増加をう
ながす。また、後半は、原子炉の定期倹査時などを機会
に、上記ロウア一部材２ｂをアッパ一部材２ａから取り
外して他のロウア一部材２ ｂ ／と交換し〔第２図（
ロ）〕、燃料集合体内を通過する冷却材の単位時間当ｐ
の流量を高めることにより、燃料要素を低いボイド率で
燃焼させて前半に生成されたプルトニウムを核反応に供
せしめる。
上のとおりであり、次に、本発明方法によって原子炉出
力を制御する場合について説明する。本発明によれば、
燃料集合体の炉内装荷期間のうち、その前半は、当該燃
料集合体内を通過する冷却材の流れに大きな圧力損失を
生せしめるべく、圧力損失調整用のオリフィスプレート
６を備えたロウア一部材２ｂをアッパ一部材２ａと組み
合わせて使用し〔第２図（イ）〕、燃料集合体内を通過
する冷却材の流量を減少させることにより、燃料要素を
高いボイド率で燃焼させてプルトニウム生成の増加をう
ながす。また、後半は、原子炉の定期倹査時などを機会
に、上記ロウア一部材２ｂをアッパ一部材２ａから取り
外して他のロウア一部材２ ｂ ／と交換し〔第２図（
ロ）〕、燃料集合体内を通過する冷却材の単位時間当ｐ
の流量を高めることにより、燃料要素を低いボイド率で
燃焼させて前半に生成されたプルトニウムを核反応に供
せしめる。
なお、上記実施例においては、下部タイブレー１・をア
ッパ一部材とロウア一部材とに分割し、さらにロウア一
部材を２個用意してその一方にオリフィスプレートを設
け、オリフィスを備えているロウア一部材とオリフィス
を備えていないロウア一部材とを交換して使用すること
により、燃料乗合体内を通過する冷却材の単位時間当り
の流量を変化させるようにした場合について例示しだが
、上記に代えて、たとえば上部タイプレートに流量調整
用のキヤツジを着脱自在に取り付けることにより、燃料
集合体内を通過する冷却材の単位時間当りの流量を変化
させるようにしてもよい。
ッパ一部材とロウア一部材とに分割し、さらにロウア一
部材を２個用意してその一方にオリフィスプレートを設
け、オリフィスを備えているロウア一部材とオリフィス
を備えていないロウア一部材とを交換して使用すること
により、燃料乗合体内を通過する冷却材の単位時間当り
の流量を変化させるようにした場合について例示しだが
、上記に代えて、たとえば上部タイプレートに流量調整
用のキヤツジを着脱自在に取り付けることにより、燃料
集合体内を通過する冷却材の単位時間当りの流量を変化
させるようにしてもよい。
本発明は以上のごときでるり、本発明によれば、燃料集
合体の炉内装架期間の前半において、燃料要素を高いボ
イド率で燃焼させてプルトニウム生成の増加をうながし
、後半においては、前半に生成された上記プルトニウム
を核反応に供せしめることにより、燃料集合体の取出燃
焼度を従来よりも高めることができる。これをさらに詳
述すると、第３図は本発明方法によって原子炉出力を制
御している場合の燃料装架パターンを示す図で、同図に
おいて、積置（１，２，３，４）の数値は、各燃料集合
体の炉内滞在サイクル数を示している。
合体の炉内装架期間の前半において、燃料要素を高いボ
イド率で燃焼させてプルトニウム生成の増加をうながし
、後半においては、前半に生成された上記プルトニウム
を核反応に供せしめることにより、燃料集合体の取出燃
焼度を従来よりも高めることができる。これをさらに詳
述すると、第３図は本発明方法によって原子炉出力を制
御している場合の燃料装架パターンを示す図で、同図に
おいて、積置（１，２，３，４）の数値は、各燃料集合
体の炉内滞在サイクル数を示している。
積置１と２の燃料集合体には、第２図（イ）に示す構成
の下部タイプレート、すなわちロウア一部材にオリフィ
スプレー１・を備えている下部タイプレートが装着され
ている（炉心全体の約６０％）。また、積置３と４の燃
料集合体には、第３図（ロ）に示す構成の下部タイプレ
ート、すなわちロウア一部材にオリフィスプレートを備
えていない下部タイプレートが装着されている。第４図
は本発明方法を実施して得られる燃料集合体のボイド効
果特性線図で、符号ａは、第３図に積置１，２で示す燃
料集合体の軸方向ボイド分布、換言すると、炉内滞在期
間の短かい燃料集合体の軸方向ボイド分布を示しており
、炉内滞在期間の短かい燃料集合体は、下部タイプレー
トにオリフィスプレートを備えているため、当該燃料集
合体内を通過する冷却材の単位時１…当シの流量は少な
く、燃料要素が高いボイド率で燃焼し、プルトニウムの
生成が促進される。また、第４図の符号すは、第３図に
積置３．４で示ず燃料集合体の軸方向ボイド分布、換言
すると、炉内滞在期間の長い燃料集合体の軸方向ボイド
分布を示しておシ、炉内滞在期間の長い燃料集合体は、
下部タイプレートにオリフィスプレートをｌｉｉえてい
ないため、当該燃料集合体内を通過する冷却材の単位時
間当９の流量は多く、シたがって燃料要素は低いボイド
率で燃焼し、燃料集合体の炉内滞在前半に生成されたプ
ルトニウムを有効に核反応に供せしめることができる。
の下部タイプレート、すなわちロウア一部材にオリフィ
スプレー１・を備えている下部タイプレートが装着され
ている（炉心全体の約６０％）。また、積置３と４の燃
料集合体には、第３図（ロ）に示す構成の下部タイプレ
ート、すなわちロウア一部材にオリフィスプレートを備
えていない下部タイプレートが装着されている。第４図
は本発明方法を実施して得られる燃料集合体のボイド効
果特性線図で、符号ａは、第３図に積置１，２で示す燃
料集合体の軸方向ボイド分布、換言すると、炉内滞在期
間の短かい燃料集合体の軸方向ボイド分布を示しており
、炉内滞在期間の短かい燃料集合体は、下部タイプレー
トにオリフィスプレートを備えているため、当該燃料集
合体内を通過する冷却材の単位時１…当シの流量は少な
く、燃料要素が高いボイド率で燃焼し、プルトニウムの
生成が促進される。また、第４図の符号すは、第３図に
積置３．４で示ず燃料集合体の軸方向ボイド分布、換言
すると、炉内滞在期間の長い燃料集合体の軸方向ボイド
分布を示しておシ、炉内滞在期間の長い燃料集合体は、
下部タイプレートにオリフィスプレートをｌｉｉえてい
ないため、当該燃料集合体内を通過する冷却材の単位時
間当９の流量は多く、シたがって燃料要素は低いボイド
率で燃焼し、燃料集合体の炉内滞在前半に生成されたプ
ルトニウムを有効に核反応に供せしめることができる。
第５図は本発明方法を実施して得られる燃料集合体の無
限増倍率特性線図であって、符号Ｃで示す実線は、１本
の燃料集合体に注目した場合の無限増倍率を示し、同図
からも明らかなように、燃料集合体の炉内滞在期間の短
かい時期（１サイクル〜２サイクル目）においては、当
該燃料集合体の下部タイプレートにオリフィスプレート
を備えているため、第４図でも説明したように、燃料集
合体内を通過する冷却材の単位時間当りの流量は少なく
、燃料要素が高いボイド率で燃焼し、プルトニウムの生
成が促進される。これに対し、燃料集合体の炉内滞在期
間の長い時期（３サイクル以降）においては、当該燃料
集合体の下部タイグレートにオリフィスプレートを備え
ていないため、これ寸だ第４図で示しだように、燃料集
合体内を通過する冷却材の単位時間当シの流量は多く、
シたがって燃料要素は低いボイド率で燃焼し、燃料集合
体の炉内滞在前半に生成されたプルトニウムを有効に核
反応に供せしめることができ７．、）ものであって、燃
料集合体が全う−イクルを通して一部ボイド率で燃焼す
る場合（第５図の符号ｄ）に比較して大きな無限増倍率
を示しており、炉心の燃焼度、すなわち燃料集合体の取
出燃焼度が増加していることが判る。
限増倍率特性線図であって、符号Ｃで示す実線は、１本
の燃料集合体に注目した場合の無限増倍率を示し、同図
からも明らかなように、燃料集合体の炉内滞在期間の短
かい時期（１サイクル〜２サイクル目）においては、当
該燃料集合体の下部タイプレートにオリフィスプレート
を備えているため、第４図でも説明したように、燃料集
合体内を通過する冷却材の単位時間当りの流量は少なく
、燃料要素が高いボイド率で燃焼し、プルトニウムの生
成が促進される。これに対し、燃料集合体の炉内滞在期
間の長い時期（３サイクル以降）においては、当該燃料
集合体の下部タイグレートにオリフィスプレートを備え
ていないため、これ寸だ第４図で示しだように、燃料集
合体内を通過する冷却材の単位時間当シの流量は多く、
シたがって燃料要素は低いボイド率で燃焼し、燃料集合
体の炉内滞在前半に生成されたプルトニウムを有効に核
反応に供せしめることができ７．、）ものであって、燃
料集合体が全う−イクルを通して一部ボイド率で燃焼す
る場合（第５図の符号ｄ）に比較して大きな無限増倍率
を示しており、炉心の燃焼度、すなわち燃料集合体の取
出燃焼度が増加していることが判る。
以上詳述したように、本発明によれば、燃料集合体の取
出燃焼度を従来よりも高めることのできる新しい原子炉
出力制御方法を得ることができる。
出燃焼度を従来よりも高めることのできる新しい原子炉
出力制御方法を得ることができる。
第１図は本発明方法の実施に供して好適な燃料集合体の
縦断面図、第２図（イ）は第１図に示されている燃料集
合体の一部（下部タイプレートとその付近）を拡大して
示す図、第２図（ロ）は第２図（イ）に示されている下
部タイプレートの一部を他の部材と交換して示す図、第
３図は本発明方法によって原子炉出力を制御している場
合の燃料装架パターン図、第４図は本発明方法を実施し
て得られる燃料集合体のボイド効果特性線図、第５図は
同じく本発明方法を実施して得られる燃料集合体の無限
増倍率特性線［凶である。 １・・・上部タイプレート、２・・・下部タイプレート
、２ａ・・・アッパー（ｕｐｐｅｒ ）部材、２ｂおよ
び２ｂ′°°゛ロウアー（ｌｏｗｅｒ ）部材、３・・
・スペーサ、４・・・燃料棒、５・・・スペーサ支持ロ
ッド、６・・・オリフィスプレート、７・・・燃料サポ
ート、８．９および９′（ほか１名） 奉 ｌ 凹 奉 ２ 図 （４つ （ロ）茅４
目 ホ゛４ ト 車 （Ｚ）
縦断面図、第２図（イ）は第１図に示されている燃料集
合体の一部（下部タイプレートとその付近）を拡大して
示す図、第２図（ロ）は第２図（イ）に示されている下
部タイプレートの一部を他の部材と交換して示す図、第
３図は本発明方法によって原子炉出力を制御している場
合の燃料装架パターン図、第４図は本発明方法を実施し
て得られる燃料集合体のボイド効果特性線図、第５図は
同じく本発明方法を実施して得られる燃料集合体の無限
増倍率特性線［凶である。 １・・・上部タイプレート、２・・・下部タイプレート
、２ａ・・・アッパー（ｕｐｐｅｒ ）部材、２ｂおよ
び２ｂ′°°゛ロウアー（ｌｏｗｅｒ ）部材、３・・
・スペーサ、４・・・燃料棒、５・・・スペーサ支持ロ
ッド、６・・・オリフィスプレート、７・・・燃料サポ
ート、８．９および９′（ほか１名） 奉 ｌ 凹 奉 ２ 図 （４つ （ロ）茅４
目 ホ゛４ ト 車 （Ｚ）
Claims (1)
- １、燃料集合体の炉内装荷期間のうち、その前半は、当
該燃料集合体内を通過する冷却材の流れに大きな圧力損
失を生ぜしめるべく、圧力損失調整部材を燃料集合体に
取り付けることにより、燃料要素を高いボイド率で燃焼
させてプルトニウム生成の増加をうながし、後半は、上
記圧力損失調整部材を取り除゛いて燃料集合体内を通過
する冷却材の単位時間当りの流量を高めることにより、
燃料要素を低いボイド率で燃焼させて前半に生成された
プルトニウムを核反応に供せしめることを特徴とする原
子炉出力制御方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57223242A JPS59112280A (ja) | 1982-12-20 | 1982-12-20 | 原子炉出力制御方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57223242A JPS59112280A (ja) | 1982-12-20 | 1982-12-20 | 原子炉出力制御方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59112280A true JPS59112280A (ja) | 1984-06-28 |
Family
ID=16795022
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57223242A Pending JPS59112280A (ja) | 1982-12-20 | 1982-12-20 | 原子炉出力制御方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS59112280A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2009036646A (ja) * | 2007-08-02 | 2009-02-19 | Toshiba Corp | 原子炉の運転方法 |
-
1982
- 1982-12-20 JP JP57223242A patent/JPS59112280A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2009036646A (ja) * | 2007-08-02 | 2009-02-19 | Toshiba Corp | 原子炉の運転方法 |
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