JPS61202191A - 核燃料貯蔵庫及び装荷方法 - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】 ［産業上の利用分野］ 本発明は原子力発電所に関し、特に燃料集合体を格納す
る核燃料貯蔵庫及び原子炉への核燃料の装荷方法に関す
るものである。

［従来の技術］ 従来、原子力発電所の燃料取替方法は、はぼ１年に１回
の定期検査時に、まず原子炉よりそこに装荷されている
燃料集合体全数を取出して使用済み燃料ビットに貯蔵し
、各燃料集合体を検査したのち、全燃料集合体の約２／
３に相当する再使用する燃料集合体と、全燃料集合体の
約１／３に相当する新燃料集合体とを原子炉内に装荷す
るというものである。この場合、周知めように炉心内の
どの位置にでも燃料集合体を配置できるというわけでは
なく、炉心の出力ビーキングが制限値内に入るように、
各領域の燃料集合体を種々に組み合わせて炉心内に計画
的に装荷しなければなら、ない。

このような手順であるため、再使用しようとする燃料集
合体の検査が終了しないと、次回の炉心内における燃料
集合体配置を決める炉心設計を開始することができない
。従って、この燃料検査と、各種制限値内に入るように
炉心装荷パターンを決定するための炉心設計とに要する
期間が約２〜３週間に及び、これが、全体で約６０〜９
０日にわたる定期検査期間の短縮の上で大きなネックに
なっていた。

また、炉心から取り出した取出し燃料は、次回の炉心装
荷手順とは無関係に使用済み燃料ピット内に配列されて
いるので、該燃料を次回に装荷する際には、可燃性毒物
、制御棒クラスタ、プラギング装置等の燃料内挿物の入
れ替えなどの複雑な手順を要しでおり、これも定期検査
期間短縮を妨げるファクターになっていた。

定期検査期間は、将来、約４０日程度まで短縮すること
が計画されており、燃料装荷完了までの燃料関係作業日
数を大幅に短縮することが望まれている。

一方、従来の炉心再構成は、同一の炉心で使用された燃
料集合体及び新燃料集合体だけから次回の燃料サイクル
の炉心を構成するので、出力ビーキングの点及び取出し
燃焼度制限の、直から残存寿命があるにも拘わらず、再
使用せず再処理に回されてしまう、いわゆる未達燃焼度
燃料が多数あった。

［発明が解決しようとする問題点］ 従って、従来の技術には、原子炉の定期検査に要する期
間をある程度以上短縮できず、しかも炉心の再構成毎に
未達燃焼度燃料が多数発生するという問題点があった。

本発明はかかる問題点を解決する核燃料貯蔵庫及び装荷
方法を提供することを目的とするものである。

［問題点を解決するための手段］ この目的から、本発明によれば核燃料貯蔵庫は、原子炉
の圧力容器近傍に囲壁を有し、該囲壁内に、使用済み燃
料貯蔵区画と、該原子炉に装荷されている核燃料集合体
全数と同数の１炉心セット分の核燃料集合体を貯蔵する
専用貯蔵区画とを画成している。専用貯蔵区画内に、次
回の炉心サイクルのための装荷手順に従う装荷番号の順
序に配列された核燃料集合体を予め配置しておき、原子
炉内の核燃料集合体が取り出されたら、直ちに前記専用
貯蔵区画内の核燃料集合体を装荷番号の順序に従って原
子炉に装荷する。

［作用１ 核燃料貯蔵庫は専用貯蔵区画を有するので、原子炉運転
中に、専用貯蔵区画内の１炉心セット分の全燃料集合体
を予め検査完了しておくと共に、次の炉心装荷パターン
も決定しておき、装荷手順の順番に該専用貯蔵区画内に
配置しておくことができる。従って、定期検査が始まっ
たら、原子炉内から燃料集合体全数を使用済み燃料貯蔵
区画に移し、直ちに専用貯蔵区画内に上述のように準備
した１炉心セット分の燃料集合体を装荷順序に従って逐
次原子炉内に装荷することが可能である。

このようにして定期検査時の燃料検査作業及び炉心装荷
パターン決定作業を省略し、定期検査期間の大幅な短縮
を達成する。

また、一般に出力ビーキングを平坦化するには、燃焼の
進んだ燃料集合体の回りにまだあまり燃焼の進んでいな
い燃料集合体を装荷し、反応度的に均質化することによ
って、燃焼の進んだ燃料集合体の出力分担を高め取出し
燃焼度を大きくする必要がある。本発明では、少なくと
も専用貯蔵区画内にある分だけ燃料集合体セットが多様
化するので、希望する各種炉心配置が可能となり、出力
ビーキング及び取出し燃焼度の点で有利である。

［実施例］ 第１図は本発明による核燃料貯蔵庫を概略的に示す平面
図であり、周知のように、格納容器１内には炉心２を含
む原子炉圧力容器３が設置されでいる。格納容器１、延
いては圧力容器３の内部と少なくとも定期検査時に流体
連通可能な状態に囲壁４が設けられでおり、該囲壁４内
に２つの区画、即ち使用済み燃料貯蔵区画５と次回の炉
心サイクルで使用予定の燃料集合体の専用貯蔵区画６と
が画成されている。これ等の区画５及び６は、例えば従
来の燃料貯蔵ラックと同様なものでよく、図示しないが
各燃料集合体を立設して保持しうる構造を有する。

区画５は炉心２から取り出された全燃料集合体を貯蔵で
きる従来同様の使用済み燃料貯蔵区画であり、区画６は
炉心２の１セット分の燃料集合体６ａを収納できる、本
発明に従って設けられた専用貯蔵区画である。

炉心２内の燃料集合体は定期検査時に取り出され、最初
は使用済み燃料貯蔵区画５に配置される。

一方、ｔＪｆＪ２図に専用貯蔵区画６における燃料集合
体６ａの配列例が示されている通り、これ等の燃料集合
体６ａは、定期検査開始前の原子炉運転中に、次回の炉
心２への装荷手順の順序に従った順番１．２、・・・２
９．３０・・（各燃料集合体に付した番号）で区画６内
の貯蔵ラックに予め配置されている。炉心への装荷時、
この順番に従って燃料集合体６ａが炉心２内の所定位置
（図面ではこの順番に対応する番号が燃料集合体６ａに
付されている　）に挿入される。このようにして燃料装
荷作業を行い定期検査が終了した後、使用済み燃料貯蔵
区画５内の取出し燃料集合体の検査が行なわれ、その後
に決定される次回の炉心装荷パターンに従って前述した
順番で専用貯蔵区画６に再配置される。

第７図は４ループ炉心における従来の燃料運用の例を示
している。図中、サイクル数の欄は第１回目の炉心サイ
クルから順次引き続く、燃料装荷減数の欄は第１領域が
濃縮度２．１％、第２領域が濃縮度２．６％、第３領域
が濃縮度３．１％というように、各領域毎に濃縮度の異
なる燃料集合体の数を示しでいる。第７図の例では、第
４領域以降は濃縮度３．４％で各サイクル毎に６４体の
燃料集合体を新しく装荷するということである。例えば
、第５サイクル炉心は、既に３回炉心で使用された第４
１Ｊｆ域の燃料集合体１体と、既に２回炉心で使用され
た第５領域の燃料集合体６４体と、既に１回炉心で使用
された第６領域の燃料集合体６４体と、第７領域の新燃
料集合体６４体との合計１９３体から炉心が構成される
ことを示している。

一方、上述したように構成した本発明の核燃料貯蔵庫を
４ループ炉心に用いた場合には、第３図に示すように燃
料を運用することができる。即ち、第３図では、Ａとい
う炉心セットの燃料集合体の他に、Ｂという炉心セット
の燃料集合体を交互に使用していることが持金てあり、
ここでサイクル数の欄及び燃料領域数の欄の意味は前述
した通りである。勿論、Ｂセットの燃料濃縮度をＡセッ
トのものと変えて、Ａセットは別のサイクル計画をめざ
す炉心運用とすることもできる。

本発明により第３図のように燃料を運用した場合と、第
７図に示す通り従来のように運用した場合との総燃料コ
ストを比較したのが第５図である。

第５図に点線で示したように、本発明の場合の方が１炉
心セット分の燃料集合体を余計に必要とするので、燃料
コストが高くなっている。しかし、本発明によれば定期
検査期間の相当な短縮を期待することができるので、は
ぼ平衡サイクルとなる第５炉心サイクルで、原子力と火
力との発電コスト差１０円／Ｋａ＋ｈ、　　５円／Ｋｕ
＋ｈとしてそれぞれ短縮分をコスト利得に換算すると、
第６図に線分７．８で示すようになり、これ等の線分が
本発明の実施に伴う燃料費増加を示す線分９より上側に
あれば全体として燃料費増加分を吸収することができ、
第６図から約５〜１０日の定期、α検期開の短縮が実現
されれば十分コスト的に見合うことが分かる。

実際には前述したように約１０日以上の定期、α検期間
の短縮が実現されるので、実際上も本発明は有用である
ことが分かる。

更に、原子炉が例えば２基併置され共用の燃料貯蔵庫を
有している原子炉プラントでは、１基当たりの燃料費増
加分が第６図に線分１０で示すように低下するので、本
発明がコスト的に更に有利になることが分かる。

尚、第５図及び第６図に示した燃料コストの計算は、一
般的に行なわれている燃料サイクル費の計算手順に従い
５ＥＶＥＮコードという計算プログラムで計算したもの
である。使用した諸コストデータのうち主なものは次の
通りである。

ウラン鉱石費　　　４０ドル／　１１）−Ｕ３０８加　
　工　　費　　　　３２０ドル／Ｋｇ−Ｕ濃　　縮　　
費　　　　１００ドル／ＳＷＵ再処理費　　２４０ドル
／　Ｋｇ−Ｕ また、第５図に、α線で示す本発明の方が燃料費が高く
なっているのは、燃料の再処理されるまでの期間が長い
ために金利負担が大きくなることが主因である。

第４図は本発明による別の燃料運用の例を示している。

この例ではＢセットの方は取替燃料集合体数を少なくし
てＡセットの方で使用せずに余った燃料を効果的に燃や
していることが特徴であり、これにより一層効率的な燃
料運用とすることができる。＄４図においては、Ａセッ
トの方では取出し燃焼度制限（例えば、集合体最高で３
９０００ＭＷｄ／ｌ）から＃４Ｗ域以降の集合体数は１
／３炉心取替よりも多い８８体となっており、しかもそ
の内の７２体は従来のような１セツトのみの燃料運用で
は２サイクルしか燃焼できず、取出し燃焼度制限にまだ
大巾な余裕のあるうちにいわゆる未達燃焼度燃料として
取出さざるを得ながったが、本発明のように２セツトの
燃料運用を行えば、第４図に示すＢセットの例のように
取替燃料集合体数を４０体と大巾に低下し且つこの燃料
濃縮度を増加することによって、Ａセットでは未達燃焼
度燃料となった７２体を使用して炉心を構成することが
できる。この例では、Ｂセットの４０体の濃縮度はＡセ
ットの８８体の濃縮度より大きいので反応度的に高くな
り、Ａセット燃料から利用する７２体の燃料集合体の炉
心内の相対出力は逆にＢセット燃料に比べて小さくなる
ために、このような使用でも取出し燃焼度制限に引っ掛
かることはなく、未達燃料を有効に活用することができ
る。

［発明の効果］ 本発明は以上のような構成及び化層を有するので、原子
炉運転中に、専用貯蔵区画内の１炉心セット分の全燃料
集合体を予め検査完了しておくと共に、次の炉心装荷パ
ターンも決定しておき、装荷手順の順番に該専用貯蔵区
画内に配置しておくことができるため、定期検査時の燃
料検査作業及び炉心装荷パターン決定作業を省略し、定
期検査中の燃料関係の作業期間が約１／３に短縮され１
週間程度で完了するため、定期検査期間の大幅な短縮が
可能となる。

また、使用済み燃料貯蔵区画及び専用貯蔵区画内の２炉
心分の燃料運用を行うことによって、全体の発電コスト
の低減が可能となる上に、燃料検査及び次回の炉心装荷
パターンなどの炉心設計作業は原子炉運転中に十分時間
をかけて実施できるので、炉心及び燃料の安全性、信頼
性を向上することができる他、核燃料の備蓄という観貞
からも有効な手段を提供できる。

更に、専用貯蔵区画に準備しておく炉心セットは、取出
された炉心セットに関係なく燃料取替計画の構成及び使
用する燃料濃縮度などもその炉心自体だけで変化させる
ことができるので、燃料が取出された炉心の場合とは全
く異なる炉心運用を実施することができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明による使用済み燃料貯蔵庫の配置を説明
する概略平面図、第２図は第１図の使用済み燃料貯蔵庫
における専用貯蔵区画内の燃料集合体配置例を示す概略
平面図、第３図は本発明に従った燃料運用の一例を示す
説明図、第４図は本発明に従った燃料運用の別の例を示
す説明図、第５図は燃料コストの比較例を示す棒グラフ
の図、第６図は定期検査期間短縮と発電コスト利得との
関係を示すグラフ図、第７図は従来の燃料運用例を示す
説明図である。 １・・・格納容器　　　　２・・・炉心３・・・圧力容
器　　　　４・・・囲壁５・・・使用済み燃料貯蔵区画

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １）、原子炉の圧力容器近傍に囲壁を有し、該囲壁内に
   、使用済み燃料貯蔵区画と、該原子炉に装荷されている
   核燃料集合体全数と同数の１炉心セット分の核燃料集合
   体を貯蔵する専用貯蔵区側とを画成した原子力発電所の
   核燃料貯蔵庫。 ２）、次回の炉心サイクルで使用予定の核燃料集合体専
   用貯蔵区画内に、次回の炉心サイクルのための装荷手順
   に従う装荷番号の順序に配列された核燃料集合体を予め
   配置しておき、原子炉内の核燃料集合体が取り出された
   ら、直ちに前記専用貯蔵区画内の核燃料集合体を装荷番
   号の順序に従って原子炉に装荷する核燃料装荷方法。