JPS62893A - 軽水型原子炉用炉心 - 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】 ［発明の技術分野］ 本発明は燃料集合体を格子状に配列した軽水型原子炉用
炉心に関する。

［発明の技術的背景とその問題点］ 従来の軽水型原子炉の炉心を沸騰水型原子炉の炉心で説
明する。ここで第５図は沸騰水型原子炉の炉心の概略平
面図であり、同図において、沸騰水型原子炉の炉心１は
原子炉圧力容器（図示せず）内に設置されたシュラウド
４内に収容されている。この炉心１は燃料集合体２と第
１および第２の制御棒３ａ　、３ｂより構成されている
。また前記燃料集合体２は通常４体１組で燃料支持金具
（図示せず）に支持され、その４体の燃料集合体２の間
隙には運転時炉心１外へ引き抜かれる第１の制御棒３ｂ
と、運転時炉心内に挿入されている第２の制御棒３ａが
配置されている。

以上の構成において定常運転が行なわれる場合には、第
２の・制御棒３ａが炉心内に挿入され、この制御棒３ａ
によって、炉心内の過剰の中性子を吸収して運転制御が
行なわれている。

現在、ウランの有効利用の観点から減速材を少なくして
、中性子速度の減速効果を抑制させ、それにともなって
Ｕ２３８による中性子吸収量を大きくしてプルトニウム
の生産を太きくシ、反応度利得を図ろうとする案が提案
されている。しかしながら、現在の炉心構成では、核分
裂で発生した高速中性子（ｎｆ）が冷却材である軽水中
の水素原子と衝突して熱中性子〈ｎ【）となり、この熱
中性子（ｎｔ）によってＵ２３ゝが核分裂を起こして熱
を発生する構成になっている。このためＵ２３３をＰｕ
２３ｑに変える中速中性子（ｎｍ）４；ｔアまり発生せ
ず、Ｐｕ　　の生産には限界があった。

［発明の目的］ 本発明は、プルトニウムの生産を促進させてウランの有
ｉ利用を計ることのできる軽水型原子炉用炉心を得るこ
とにある。

〔発明の概要〕

本発明は、多数の燃料集合体を格子状に配列して成る軽
水型原子炉用炉心において、この炉心に挿脱自在な水排
除棒が配置され、この水排除棒は芯材にマグネシウム、
酸化マグネシウム又は劣化ウランの少なくとも１部材が
用いら°れ、この芯材をジルコニウム合金で被覆して成
ることを特徴とする軽水型原子炉用炉心にある。

［発明の実施例］ 以下、本発明の第１実施例を第１図を参照して説明する
。なお、第５図と同一部分には同一符号を付しその構成
の説明を省略する。第１において、炉心１の最外周には
劣化ウランを芯材とし、この芯材をジルコニウムで被覆
した水排除棒５が配置されている。この水排除棒５は炉
心初期から中期にかけて炉心１内に挿入され、末期には
炉心１の下に引き置かれるか又は図示しない原子炉圧り
容器外に引き出される。

以上の構成において、炉心１で発生した中性子は炉心１
の最外周に配置された水排除棒５に吸収される。そして
、この水排除棒５内に収納された劣化ウランは中性子を
吸収してＰｕ２３？になる。また、炉心末期にはこの水
排除棒５は炉心１の下に引き置かれる。よって、炉心末
期には炉心１内で発生した中速中性子及び高速中性子は
冷却材で減速され熱中性子となり、従来と同様に炉心内
で燃料と反応して熱が発生する。

よって従来の炉心と比較してＰｕ　　の回収率が多くな
る。さらには原子炉圧力容器に直接吸収されていた中性
子が水排除棒５に吸収されるため、原子炉圧力容器の健
全性を向上させることができる。

次に、第２図から第３図に加圧水型原子炉に用いられる
水排除棒の平面図及び側面図を示し、本発明の第２実施
例を説明する。第２図及び第３図に示す加圧水型原子炉
の水排除棒１０はジルコニウム合金性の被覆管１１の上
方に連結用ネジ１２が設けられ、この被覆管１１の上部
と連結用ネジ１２とはスパイダ１３によって固定されて
いる。

前記被覆管１１の中には中性子吸収効果の小さいＭ（１
、ＭｇＯ，ＭＱ　Ｆ２又はＭａ金合金ら成る芯材１４が
収納されている。

以上の構成において、この水排除棒１０は、炉心上部に
ある駆動装置により上下方向に動き、炉心燃焼初期から
中期にかけては、炉心内に挿入されている。また、炉心
燃焼末期にはこの水排除棒１０は炉心上部に引ぎ抜かれ
ている。この動作によって炉心内の中性子スペクトルは
第４図に示すようになる。ここで第４図は、縦軸に相対
中性子束をとり、横軸に中性子エネルギをとった炉心の
特性図を示す。なお、第４図において、ＪＩＩｉｌＡは
水排除棒が炉心から引置かれている時の中性子スペクト
ルを示し、線Ｂは水排除棒を炉心内に挿入した時の中性
子スペクトルを示している。第４図に示すように、水排
除棒を炉心内に挿入させることによって、熱中性子（ｎ
ｔ）は少なくなり、中速中性子（ｎｍ）は相対的に増加
する。よって、水排除棒を挿入したまま原子炉を運転し
続けると、Ｕ　は増加した中速中性子（ｎｓ＋）を吸収
してＰｕ　　となる。そして、熱中性子（ｎｔ）が減少
するためＵ２３ゝの消耗は抑制され、さらには高速中性
子（１′％ｆ）が増加することによって、Ｕ　の核分裂
は増加する。

よって、水排除棒を炉心内に挿入することによって、今
まで制御棒に吸収されていた中性子をｕ　２３ｔに作用
させることによってｐｕ　　の生産とＵ２１ｔの核分裂
の増加を促し、Ｕ２３１の節約となる。

また、水排除棒を炉心内に挿入したままでは、熱中性子
が少ないので蓄積したｐ　ｕｚ３９及び節約したＵ１３
ゝを有効に燃焼させることはできない。

そこで燃焼末期に水排除棒を炉心上部に引き置くことに
よって、熱中性子を増加させ、それまで蓄積した多社の
ｐｕｌＢ′と節約したＵ２３′を反応させて運転継続期
間を更に延ばすことができる。

次に本発明の第３実施例について説明する。

この第３実施例は前述の第２の実施例において、水排除
棒の芯材をＵｌ”の含有率が天然ウランよりも低い劣化
ウラン金属又はその劣化ウランの酸化物にした構成にな
っている。以上の構成によって、芯材に劣化ウランを用
いたことによってＵ２３！ｒが中速中性子を吸収してｐ
　ｕ　ｚ３’ｌとなる。

そして、水排除棒に蓄積したＰｕ　　は原子炉運転停止
後原子炉から取り出し再処理をして再び原子炉用燃料と
して利用することができる。

また、以上の第２実施例及び第３実施例において、炉心
の中心領域に゛第２実施例に示した水排除棒を配置し、
他の外周領域に第３実施例に示した水排除棒を配置すれ
ば、炉心の中心領域で中速中性子が増加し、外周領域の
劣化ウランにその中速中性子を吸収させることができる
ので、より効率的にプルトニウムを生産させることがで
きる。

なお、水排除棒の被覆材料としてジルコニウムを示した
が、中性子吸収効果が小さく、水に対する耐触性が良く
さらには軽水炉中で溶融しない融点の高い材料であれば
本実施例の被覆材として用いることは可能である。

［発明の効果］ 本発明に示した軽水型原子炉用炉心は炉心内に芯材にマ
グネシウム、酸化マグネシウム又は劣化ウランの少なく
とも１部材を用いた水排除棒を配置しているため、従来
と比較してＰｕ２３？の回収率をより有効に増加さきる
ことができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の第１実施例を示す沸騰水型原子炉用炉
心の概略平面図、第２図は本発明の第２実施例に係る加
圧水型原子炉用水排除棒の平面図、第３図は第２図に示
した水排除棒の側面図、第４図は本発明の作用を示す炉
心の特性図、第５図は従来の沸騰水型原子炉用炉心の概
略平面図である。 １０．・・炉心　　　２・・・・燃料集合体３ａ　、３
ｂ　・・・・・制御棒 ４・・・・シュラウド ５・・・・水排除棒　１０・・・・水排除棒１１・・・
・被覆管　　１２・・・・連結用ネジ１３・・・・スパ
イダ　１４・・・・芯材代理人　弁理士　則　近　憲　
佑　（ほか１名）第２図 第３図 第４図

Claims (2)

【特許請求の範囲】
1. （１）多数の燃料集合体を格子状に配列して成る軽水型
   原子炉用炉心において、この炉心に挿脱自在な水排除棒
   が配置され、この水排除棒は芯材にマグネシウム、酸化
   マグネシウム又は劣化ウランの少なくとも１部材が用い
   られ、この芯材をジルコニウム合金で被覆して成ること
   を特徴とする軽水型原子炉用炉心。
2. （２）前記水排除棒は最外周の燃料集合体の外側に配置
   されて成ることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載
   の軽水型原子炉用炉心。