JPS60262090A - 原子炉 - Google Patents
原子炉Info
- Publication number
- JPS60262090A JPS60262090A JP59118301A JP11830184A JPS60262090A JP S60262090 A JPS60262090 A JP S60262090A JP 59118301 A JP59118301 A JP 59118301A JP 11830184 A JP11830184 A JP 11830184A JP S60262090 A JPS60262090 A JP S60262090A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- core
- uranium
- loaded
- reactor
- Prior art date
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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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (AREA)
- Analysing Materials By The Use Of Radiation (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、原子炉に係シ、特にウラン・プルトニウム混
合酸化物燃料とウラン燃料を装荷して、燃料取替体数を
削減するのに好適な原子炉に関する。
合酸化物燃料とウラン燃料を装荷して、燃料取替体数を
削減するのに好適な原子炉に関する。
特開５８−２０７１５５
原子炉は約１年間運転した後、定期検査を行ない、その
際、炉心に装荷されている燃料集合体の約１／４〜１／
３を新燃料と取替えている。燃料取替えは、運転中の最
大出力燃料の炉心平均燃料出力に対する比（径方向ピー
キング）を最小とすることを目的としたもの、燃料経済
性を最大とすることを目的としたもの、および燃料交換
作業を最少とすることを目的としたもの、等の考え方の
違いによって同じ燃料取替体数でも何通りもの炉内装荷
パターンが可能である。
際、炉心に装荷されている燃料集合体の約１／４〜１／
３を新燃料と取替えている。燃料取替えは、運転中の最
大出力燃料の炉心平均燃料出力に対する比（径方向ピー
キング）を最小とすることを目的としたもの、燃料経済
性を最大とすることを目的としたもの、および燃料交換
作業を最少とすることを目的としたもの、等の考え方の
違いによって同じ燃料取替体数でも何通りもの炉内装荷
パターンが可能である。
燃料交換作業を最少とすることを目的とした燃料装荷パ
ターンについては特開５８−２０７１５５に示されてお
シ、これを第２図により説明する。
ターンについては特開５８−２０７１５５に示されてお
シ、これを第２図により説明する。
この図は成るサイクルの時点における原子炉内の燃料集
合体の装荷パターンを示したもので１、小さな正方形一
つが燃料集合体一体を表わしている。図中、１は炉内滞
在１サイクル目の燃料集合体、以下２ないし６はそれぞ
れ炉内滞在２ないし６サイクル目の燃料集合体を示す。
合体の装荷パターンを示したもので１、小さな正方形一
つが燃料集合体一体を表わしている。図中、１は炉内滞
在１サイクル目の燃料集合体、以下２ないし６はそれぞ
れ炉内滞在２ないし６サイクル目の燃料集合体を示す。
この図に示す燃料装荷パターンでは、炉内滞在１サイク
ル目に装荷された燃料はその後最終的に炉外へ取出され
るまでその位置から動くことがない。すなわち、図中の
符号を０枠で囲んでいない炉心内側領域では炉内滞在１
サイクル目から４サイクル目まで各燃料が同一位置から
動かず、４サイクル滞在後５サイクル目となった燃料が
炉外へ取出されるものである。また図中の符号を○枠で
囲んでいる炉心外周領域では炉内滞在１サイクル目から
６サイクル目まで各燃料が同一位置から動かず、６サイ
クル滞在後７サイクル目となった燃料が炉外へ取出され
るものである。上述のような装荷パターンは、定期検査
における実際の燃料交換作業時には、炉外へ燃料が取出
された後の位置に新燃料を装荷するだけであり、他の燃
料が炉心内を移動することがないので、燃料交換作業を
最少にするという観点からは最適な燃料装荷パターンで
あり、定期検査期間の短縮、プラント利用率向上という
利点がある。
ル目に装荷された燃料はその後最終的に炉外へ取出され
るまでその位置から動くことがない。すなわち、図中の
符号を０枠で囲んでいない炉心内側領域では炉内滞在１
サイクル目から４サイクル目まで各燃料が同一位置から
動かず、４サイクル滞在後５サイクル目となった燃料が
炉外へ取出されるものである。また図中の符号を○枠で
囲んでいる炉心外周領域では炉内滞在１サイクル目から
６サイクル目まで各燃料が同一位置から動かず、６サイ
クル滞在後７サイクル目となった燃料が炉外へ取出され
るものである。上述のような装荷パターンは、定期検査
における実際の燃料交換作業時には、炉外へ燃料が取出
された後の位置に新燃料を装荷するだけであり、他の燃
料が炉心内を移動することがないので、燃料交換作業を
最少にするという観点からは最適な燃料装荷パターンで
あり、定期検査期間の短縮、プラント利用率向上という
利点がある。
２ 図中の符号を○枠で囲んでいない炉心内側領域にお
いては、４サイクル滞在後５サイクル目となった燃料が
炉外へ取出され、図中の符号を○枠で囲んだ炉心外周領
域においては、６サイクル滞在後７サイクル目となった
燃料が炉外へ取出される理由を以下に説明する。
いては、４サイクル滞在後５サイクル目となった燃料が
炉外へ取出され、図中の符号を○枠で囲んだ炉心外周領
域においては、６サイクル滞在後７サイクル目となった
燃料が炉外へ取出される理由を以下に説明する。
第３図は、第２図の燃料装荷パターンを採用した炉心を
径方向同心円状に５領域に分け、ウラン濃縮度約３．３
重量係の新燃料を装荷して数サイクル運転した後の平衡
サイクルにおける各領域の１サイクル当り平均出力を、
炉心平均出力を１．０として規格化した相対出力値で表
わしたもめである。
径方向同心円状に５領域に分け、ウラン濃縮度約３．３
重量係の新燃料を装荷して数サイクル運転した後の平衡
サイクルにおける各領域の１サイクル当り平均出力を、
炉心平均出力を１．０として規格化した相対出力値で表
わしたもめである。
第３図において領域１〜４は第２図で符号を○枠で囲っ
ていない内側領域、領域５は第２図で符号を○枠で囲っ
た外周領域に相当する。
ていない内側領域、領域５は第２図で符号を○枠で囲っ
た外周領域に相当する。
炉心外周領域の出力は、炉心平均出力の約５０係でしか
ないため、炉心外周領域に装荷された燃料を、炉内に４
サイクル滞在させた後５サイクル目で炉外に取出した場
合の取出燃焼度は、炉心内側領域に４サイクル滞在させ
５サイクル目で炉外に取出した場合の約５０係にしかな
らない。この、、わ、Ｐ７゜いよよやあ、え、わ。よエ
エオ ！増加させるため、炉心内側領域では４サイクル
滞在させ５サイクル目で取出しているのに対し、炉心外
周領域では６サイクル滞在させ７サイクル目で取出して
いる。
ないため、炉心外周領域に装荷された燃料を、炉内に４
サイクル滞在させた後５サイクル目で炉外に取出した場
合の取出燃焼度は、炉心内側領域に４サイクル滞在させ
５サイクル目で炉外に取出した場合の約５０係にしかな
らない。この、、わ、Ｐ７゜いよよやあ、え、わ。よエ
エオ ！増加させるため、炉心内側領域では４サイクル
滞在させ５サイクル目で取出しているのに対し、炉心外
周領域では６サイクル滞在させ７サイクル目で取出して
いる。
一方、プルトニウムの有効利用、省ウラン化を図るため
に軽水炉用ウラン−プルトニウム混合酸化物燃料（以下
ＭＯＸ燃料という）の適用が検討されている。
に軽水炉用ウラン−プルトニウム混合酸化物燃料（以下
ＭＯＸ燃料という）の適用が検討されている。
第５図は、ＢＷＲ用アイランド型ＭＯＸ燃料のウラン・
プルトニウム分布例を示したもので、１〜４の数字で示
された燃料棒は、ウラン燃料棒を示し、番号の少ないも
のほど２３５Ｕ重量率が高いことを示している。Ｗはウ
ォーターロッドを、Ｇはウラン燃料棒にガドリニアを金
石させた燃料棒を示し、Ｐｉ ＋ ＰＲは天然ウランに
酸化プルトニウムを混合させたＭＯＸ燃料棒を示し、Ｐ
ｌはＰ。
プルトニウム分布例を示したもので、１〜４の数字で示
された燃料棒は、ウラン燃料棒を示し、番号の少ないも
のほど２３５Ｕ重量率が高いことを示している。Ｗはウ
ォーターロッドを、Ｇはウラン燃料棒にガドリニアを金
石させた燃料棒を示し、Ｐｉ ＋ ＰＲは天然ウランに
酸化プルトニウムを混合させたＭＯＸ燃料棒を示し、Ｐ
ｌはＰ。
よりも多くのプルトニウムを含んでいる。本例に示した
アイランド型ＭＯＸ燃料集合体では、で示される２３０
Ｕ含有率は、２．２０ Ｗｌｏ、で示されるＰ ｎ ｆ
富化度は、１．０４Ｗ１０、で示されるＰ２Ｏ，富化度
は、１．５３Ｗ１０゜で示される核分裂性物質重量率は
３．２４Ｗ１０である。本例に示すように、アイランド
型ＭＯＸ燃料集合体では、制御棒に隣接するノ（ンドル
外周部燃料棒をプルトニウムにしないで、ウラン燃料と
しておシ、ウラン燃料集合体と同等の制御棒価値、ボイ
ド係数を持つことが特徴である。
アイランド型ＭＯＸ燃料集合体では、で示される２３０
Ｕ含有率は、２．２０ Ｗｌｏ、で示されるＰ ｎ ｆ
富化度は、１．０４Ｗ１０、で示されるＰ２Ｏ，富化度
は、１．５３Ｗ１０゜で示される核分裂性物質重量率は
３．２４Ｗ１０である。本例に示すように、アイランド
型ＭＯＸ燃料集合体では、制御棒に隣接するノ（ンドル
外周部燃料棒をプルトニウムにしないで、ウラン燃料と
しておシ、ウラン燃料集合体と同等の制御棒価値、ボイ
ド係数を持つことが特徴である。
一方、第６図は、ＢＷＲ用ディスクリート型ＭＯＸ燃料
集合体の設計例で、Ｐ、〜Ｐ、の数字で示された燃料棒
は、天然ウランに、ｐ、ｏ、を混合させたＭＯＸ燃料棒
で、数字の少ないものほど、よシ多くのプルトニウムを
含むことを示し、Ｗはウォーターロッドを示しＧで示し
たも、のは、ガドリニア入シのＭｏＸ燃料棒である二本
例に示したディスクリート型ＭｏＸ燃料集合体では、！
Ａ″Ｕ含有率は ０．６８Ｗ１０ Ｐ＋＋ｆ富化度は ２．５８Ｗ１０ Ｐ６０．富化度は３．７８Ｗ１０ 核分裂性物質重量率は３．２６Ｗ１０ である。
集合体の設計例で、Ｐ、〜Ｐ、の数字で示された燃料棒
は、天然ウランに、ｐ、ｏ、を混合させたＭＯＸ燃料棒
で、数字の少ないものほど、よシ多くのプルトニウムを
含むことを示し、Ｗはウォーターロッドを示しＧで示し
たも、のは、ガドリニア入シのＭｏＸ燃料棒である二本
例に示したディスクリート型ＭｏＸ燃料集合体では、！
Ａ″Ｕ含有率は ０．６８Ｗ１０ Ｐ＋＋ｆ富化度は ２．５８Ｗ１０ Ｐ６０．富化度は３．７８Ｗ１０ 核分裂性物質重量率は３．２６Ｗ１０ である。
ディスクリート型ＭｏＸ燃料集合体では、プルトニウム
をウラン燃料と混在させて、全燃料棒に分散させておシ
、よシ多くのプルトニウム装荷量を確保できることが特
徴である。
をウラン燃料と混在させて、全燃料棒に分散させておシ
、よシ多くのプルトニウム装荷量を確保できることが特
徴である。
しかしながら、これらのＭｏＸ燃料を炉心に装荷する際
に、ＭｏＸ燃料の特性を活かした装荷法により燃料取替
体数の削減を図った検討は、あオシされてなかった。
に、ＭｏＸ燃料の特性を活かした装荷法により燃料取替
体数の削減を図った検討は、あオシされてなかった。
、 本発明０目的は・前述した燃料交換作業を最小にす
るという観点からは最適な燃料装荷パターンを有する炉
心に、ＭｏＸ燃料を適用し、このＭｏＸ燃料の特性を活
かした燃料装荷法にょシ、燃料取替体数を削減しプルト
ニウムの有効利用、省ウラン化を図る原子炉炉心を提供
することにある。
るという観点からは最適な燃料装荷パターンを有する炉
心に、ＭｏＸ燃料を適用し、このＭｏＸ燃料の特性を活
かした燃料装荷法にょシ、燃料取替体数を削減しプルト
ニウムの有効利用、省ウラン化を図る原子炉炉心を提供
することにある。
ＭｏＸ燃料及び二酸化ウラン燃料の燃焼に伴う無限増倍
率の変化を第４図に示す。第４図において、１１は二酸
化ウラン燃料、１２は天然ウランベースのＭｏＸ燃料、
１３は減損ウランペースのＭｏＸ燃料の燃焼に伴う無限
増倍率の変化を示す。
率の変化を第４図に示す。第４図において、１１は二酸
化ウラン燃料、１２は天然ウランベースのＭｏＸ燃料、
１３は減損ウランペースのＭｏＸ燃料の燃焼に伴う無限
増倍率の変化を示す。
第２図に示す炉心において、周辺領域の二酸化ウラン燃
料集合体が取出される燃焼度は約２３ＧＷｄ／ｌであシ
、取出時の無限増倍率は約１．００である。一方、Ｍｏ
Ｘ燃料の取出時の無限増倍率が二酸化ウラン燃料と同じ
約１．００ Ｋなる燃焼度は、第４図よシ約２６ＧＷｄ
／ｌとなシ、ＭｏＸ燃料の方が二酸化ウラン燃料よりも
長く炉心に装荷しておくことができる。第２図に示した
原子炉において、外周領域に装荷された燃料の１サイク
″′間の増分燃焼度は約４０Ｗｄ／を程度″′Ｃある
ｉので、ＭｏＸ燃料は二酸化ウラン燃料よシも１サイク
ル長く炉心に装荷しておくことができることになる。
料集合体が取出される燃焼度は約２３ＧＷｄ／ｌであシ
、取出時の無限増倍率は約１．００である。一方、Ｍｏ
Ｘ燃料の取出時の無限増倍率が二酸化ウラン燃料と同じ
約１．００ Ｋなる燃焼度は、第４図よシ約２６ＧＷｄ
／ｌとなシ、ＭｏＸ燃料の方が二酸化ウラン燃料よりも
長く炉心に装荷しておくことができる。第２図に示した
原子炉において、外周領域に装荷された燃料の１サイク
″′間の増分燃焼度は約４０Ｗｄ／を程度″′Ｃある
ｉので、ＭｏＸ燃料は二酸化ウラン燃料よシも１サイク
ル長く炉心に装荷しておくことができることになる。
また、ＭｏＸ燃料はウランよシも熱中性子吸収断面積の
大きいプルトニウムを含んでいるため、通常の沸騰水型
原子炉（以下ＢＷＲという）に装荷した場合には、熱中
性子束が不足する。このため減速材を増やす必要がある
。炉心外周領域には減速材である水が炉心内部領域よシ
も竺＜存在するため、炉心外周領域にＭｏＸ燃料を装荷
することは、炉心内部領域に装荷する□よシもＭｏＸ燃
料の特性を活かすことができる。
大きいプルトニウムを含んでいるため、通常の沸騰水型
原子炉（以下ＢＷＲという）に装荷した場合には、熱中
性子束が不足する。このため減速材を増やす必要がある
。炉心外周領域には減速材である水が炉心内部領域よシ
も竺＜存在するため、炉心外周領域にＭｏＸ燃料を装荷
することは、炉心内部領域に装荷する□よシもＭｏＸ燃
料の特性を活かすことができる。
従って、装荷され九燃料は最終的゛に炉外に取出される
まで移動しない炉心（取量ノーシャツフル炉心という）
において、ＭｏＸ燃料を炉心外周領域に装荷°するのが
１、ＭｏＸ燃料の特性を活かす一番良い方法である。こ
の考えに基でき、以下、実施例を説明する。
まで移動しない炉心（取量ノーシャツフル炉心という）
において、ＭｏＸ燃料を炉心外周領域に装荷°するのが
１、ＭｏＸ燃料の特性を活かす一番良い方法である。こ
の考えに基でき、以下、実施例を説明する。
以下、本発明の一実施例を第１図により説明する。第１
図に示す燃料装荷パターンは第２図の燃料装荷パターン
とほぼ同じものであシ、図中、符号１は炉内滞在１サイ
クル目の燃料集合体、以下、符号２〜７はそれぞれ炉内
滞在２〜７サイクル目の燃料集合体を示す。装荷された
燃料は最終的に取出されるまでその位置から動くことは
ない。すなわち、第１図で符号１５で示される符号をＯ
枠で囲んでいない領域では４サイクルの期間中、また、
符号１４で示される符号をＯ枠で囲んでいる領域では７
サイクルの期間中、燃料が同じ位置で燃焼した後に炉外
へ取出される。
図に示す燃料装荷パターンは第２図の燃料装荷パターン
とほぼ同じものであシ、図中、符号１は炉内滞在１サイ
クル目の燃料集合体、以下、符号２〜７はそれぞれ炉内
滞在２〜７サイクル目の燃料集合体を示す。装荷された
燃料は最終的に取出されるまでその位置から動くことは
ない。すなわち、第１図で符号１５で示される符号をＯ
枠で囲んでいない領域では４サイクルの期間中、また、
符号１４で示される符号をＯ枠で囲んでいる領域では７
サイクルの期間中、燃料が同じ位置で燃焼した後に炉外
へ取出される。
第１図で符号を○枠で囲んでいない炉心内側領域には、
初期ウラン濃縮度が約３．３重量％の燃料を装荷し、符
号を○枠で囲んだ炉心外周領域には、第４図で燃焼に伴
う無限増倍率が示されている天然ウランベースのＭｏＸ
燃料を装荷する。第２図に示す炉心において、周辺領域
の二酸化ウラン燃料が取出される燃焼度は約２３ＧＷｄ
／ｌであシ、取出時の無限増倍率は約ｉ、ｏｏである。
初期ウラン濃縮度が約３．３重量％の燃料を装荷し、符
号を○枠で囲んだ炉心外周領域には、第４図で燃焼に伴
う無限増倍率が示されている天然ウランベースのＭｏＸ
燃料を装荷する。第２図に示す炉心において、周辺領域
の二酸化ウラン燃料が取出される燃焼度は約２３ＧＷｄ
／ｌであシ、取出時の無限増倍率は約ｉ、ｏｏである。
一方、ＭｏＸ燃料の取出時の無限増倍率が二酸化ウラン
燃料と同じ約１．Ｏｏになる燃焼度は、第４図よシ約２
６ＧＷｄ／ｌである。このため、符号を○枠テ囲んだ炉
心外周領域に装荷された二酸化ウラン燃料は、１サイク
ルの間の増分燃焼度が約４０Ｗｄ／ｌであるので６サイ
クル滞在後７サイクル目で取出していたが、天然ウラン
ベースのＭＯＸ燃料については炉心に７サイクル滞在さ
せた後８サイ７クル目で取出すことが可能となる。これ
により、炉心外周領域に装荷される燃料の取替体数を１
サイクルにつき約２本減することができる。
燃料と同じ約１．Ｏｏになる燃焼度は、第４図よシ約２
６ＧＷｄ／ｌである。このため、符号を○枠テ囲んだ炉
心外周領域に装荷された二酸化ウラン燃料は、１サイク
ルの間の増分燃焼度が約４０Ｗｄ／ｌであるので６サイ
クル滞在後７サイクル目で取出していたが、天然ウラン
ベースのＭＯＸ燃料については炉心に７サイクル滞在さ
せた後８サイ７クル目で取出すことが可能となる。これ
により、炉心外周領域に装荷される燃料の取替体数を１
サイクルにつき約２本減することができる。
次に、天然ウランベースのＭＯＸ燃料ではなく、第４図
で燃焼に伴う無限増倍率が示されている減損ウランベー
スのＭＯＸ燃料を装荷した場合の実施例について述べる
。
で燃焼に伴う無限増倍率が示されている減損ウランベー
スのＭＯＸ燃料を装荷した場合の実施例について述べる
。
この場合も、前記の天然ウランベースのＭＯＸ燃料を装
荷した場合と同様に炉心外周領域に装荷される燃料の取
替体数を１サイクルにつき約２本減することができる。
荷した場合と同様に炉心外周領域に装荷される燃料の取
替体数を１サイクルにつき約２本減することができる。
さらに、天然ウランではなく減損ウランを用いるため、
より一層省ウラン化に効果的である。
より一層省ウラン化に効果的である。
ゝ 〔発明の効果〕
本発明によれば、ノーシャツフル炉心において、炉心外
周領域にＭＯＸ燃料を装荷することによシ、燃料取替体
数を約２本減することができ、プルトニウムの有効利用
、省ウラン化を図ることができる。
周領域にＭＯＸ燃料を装荷することによシ、燃料取替体
数を約２本減することができ、プルトニウムの有効利用
、省ウラン化を図ることができる。
第１図は禾発明の一実施例による燃料装荷パターンを示
す図、第２図は従来の原子炉の燃料装荷パターンを示す
図、第３図は第２図の従来原子炉の径方向領域毎の相対
出力値を示す図、第４図は二酸化ウラン燃料とＭＯＸ燃
料の燃焼に伴う無限増倍率の変化を示す図、第５図は沸
騰水型原子炉用アイランドｍＭｏｘ燃料集合体ウラン・
プルトニウム分布例を示す図、第６図は沸騰水型原子炉
用ディスクリ−）ＷＭＯＸ燃料集合体ウラン・プルトニ
ウム分布例を示す図である。 １１・・・二酸化ウラン燃料の燃焼に伴う無限増倍率の
変化、１２・・・天然ウランペースのＭＯＸ燃料の燃焼
に伴う無限増倍率の変化、１３・・・減損ウランベース
のＭＯＸ燃料の燃焼に伴う無限増倍率の変イ８．１４
、！Ｐ１．Ｍｊ！ｌ＃−ｔ’ Ｍ ＯＸ！Ｒｄ（！！？
［’ｊ ａｈ ’る領域、１５・・・炉心内側領域で二
酸化ウラン燃料を装荷する領域。 代理人 弁理士 高橋Ｆ！Ａ６夫 第２圀 第３図 第 ４ 図 第５ 図
す図、第２図は従来の原子炉の燃料装荷パターンを示す
図、第３図は第２図の従来原子炉の径方向領域毎の相対
出力値を示す図、第４図は二酸化ウラン燃料とＭＯＸ燃
料の燃焼に伴う無限増倍率の変化を示す図、第５図は沸
騰水型原子炉用アイランドｍＭｏｘ燃料集合体ウラン・
プルトニウム分布例を示す図、第６図は沸騰水型原子炉
用ディスクリ−）ＷＭＯＸ燃料集合体ウラン・プルトニ
ウム分布例を示す図である。 １１・・・二酸化ウラン燃料の燃焼に伴う無限増倍率の
変化、１２・・・天然ウランペースのＭＯＸ燃料の燃焼
に伴う無限増倍率の変化、１３・・・減損ウランベース
のＭＯＸ燃料の燃焼に伴う無限増倍率の変イ８．１４
、！Ｐ１．Ｍｊ！ｌ＃−ｔ’ Ｍ ＯＸ！Ｒｄ（！！？
［’ｊ ａｈ ’る領域、１５・・・炉心内側領域で二
酸化ウラン燃料を装荷する領域。 代理人 弁理士 高橋Ｆ！Ａ６夫 第２圀 第３図 第 ４ 図 第５ 図
Claims (1)
- １、 多数の燃料要素である燃料集、合体を装荷した原
子炉炉心において、炉心は内側領域と外周領域に分割さ
れておシ、装荷された燃料要素が所定回数のサイクルの
間炉心内の同一場所に留まる燃料装荷パターンに従って
装荷されており、かつ内側領域には二酸化ウラン燃料が
、外周領域にはウラン・プルトニウム混合酸化物燃料が
装荷されていることを特徴とする原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59118301A JPS60262090A (ja) | 1984-06-11 | 1984-06-11 | 原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59118301A JPS60262090A (ja) | 1984-06-11 | 1984-06-11 | 原子炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60262090A true JPS60262090A (ja) | 1985-12-25 |
Family
ID=14733286
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59118301A Pending JPS60262090A (ja) | 1984-06-11 | 1984-06-11 | 原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60262090A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6316292A (ja) * | 1986-07-09 | 1988-01-23 | 株式会社東芝 | 原子炉燃料装荷方法 |
| JPS63172990A (ja) * | 1987-01-12 | 1988-07-16 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子炉 |
| JP2011128103A (ja) * | 2009-12-21 | 2011-06-30 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 沸騰水型原子炉炉心 |
| JP2016125971A (ja) * | 2015-01-08 | 2016-07-11 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉炉心及び燃料集合体装荷方法 |
-
1984
- 1984-06-11 JP JP59118301A patent/JPS60262090A/ja active Pending
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6316292A (ja) * | 1986-07-09 | 1988-01-23 | 株式会社東芝 | 原子炉燃料装荷方法 |
| JPS63172990A (ja) * | 1987-01-12 | 1988-07-16 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子炉 |
| JP2011128103A (ja) * | 2009-12-21 | 2011-06-30 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 沸騰水型原子炉炉心 |
| JP2016125971A (ja) * | 2015-01-08 | 2016-07-11 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉炉心及び燃料集合体装荷方法 |
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