Reactor core
专利汇可以提供Reactor core专利检索，专利查询，专利分析的服务。并且PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a reactor core which is proper for raising a use quantity of plutonium more than the conventional one and safer in a refueling core to be loaded simultaneously with uranium assemblies and MOX assemblies.
SOLUTION: In the reactor core to be simultaneously loaded with uranium fuel assemblies and MOX fuel assemblies of predetermined numbers, the fraction of MOX fuel assemblies occupying the core periphery region consisting of the outermost region and the second layer from the outermost region among the fuel assembly array region in the core is made larger than the fraction of MOX fuel assemblies occupying the middle region inside the core periphery region.
COPYRIGHT: (C)2007,JPO&INPIT，下面是Reactor core专利的具体信息内容。
炉心内の燃料集合体配列領域のうち、最外周領域と最外周から２層目の領域からなる炉心周辺領域に占めるウラン−プルトニウム混合酸化物燃料集合体の割合が、前記炉心周辺領域より内側の中央領域に占めるウラン−プルトニウム混合酸化物燃料集合体の割合より大きいことを特徴とする原子炉炉心。
本発明は、例えばウラン燃料集合体およびウラン−プルトニウム混合酸化物燃料集合体が同時装荷される原子炉炉心に関し、特にこれら燃料集合体の炉心内配置に関するものである。
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）及び加圧水型原子炉（ＰＷＲ）では、使用済燃料の再処理によって得られたプルトニウムを核燃料物質として用いてなるウラン−プルトニウム混合酸化物燃料（以下、ＭＯＸ燃料と記す）を炉内に装荷することで、ウランの省資源化とプルトニウムの使用を図る、所謂プルサーマル計画が進められている。 ＭＯＸ燃料の装荷に当たっては、取替燃料の一部としてウラン燃料と共に炉心に混在させて装荷する方法がある。
一方で、ＭＯＸ燃料の装荷計画が遅れた場合には、再処理されたプルトニウムが余剰化し、我が国の核燃料サイクルを着実に進めていく上で好ましくない状況が生じうる。 従って、ＭＯＸ燃料を装荷する原子炉の数が少ない場合でも、安全性を確保しつつ効率的にプルトニウムを使用できるような燃料及び炉心を開発しておくことは有益と考えられる。
このような要求に対しては、従来から検討されてきたような、経済性を向上させることを目的としてＭＯＸ燃料集合体の平均プルトニウム富化度を高めてその燃料集合体１体当たりのプルトニウム使用量を増やす燃料設計が有効である。 また、ウラン燃料集合体とプルトニウム使用量を増やした設計のＭＯＸ燃料集合体が同時装荷される炉心において、経済性を損なうことなく炉心内の出力分布の平坦化を図ることで熱的運転余裕を確保し、安全性の高いＢＷＲ炉心を得るための各燃料集合体の配置を定めるような燃料装荷法も考えられている（例えば、特許文献１参照）。
しかしながら、上記のような従来技術においては、ＭＯＸ燃料の燃焼度がウランより小さいことを前提としているなど、未だ、プルトニウムの使用量を充分に高めるための検討には改善の余地がある。
例えば、従来技術におけるウラン燃料集合体とＭＯＸ燃料集合体を適度に散在させた炉心を構成した場合、プルトニウム使用量を高めることを目的としてＭＯＸ燃料集合体のプルトニウム富化度を徐々に増加させていくと、ＭＯＸ燃料集合体の出力はウラン燃料集合体の出力に比較して高くなり、充分な安全余裕を持った運転が難しくなる。
また、プルトニウム富化度の増加に伴い、炉心の余剰反応度も増加することから、燃料取替時におけるＭＯＸ燃料集合体の取替体数を減らす必要がある。 このＭＯＸ燃料集合体の取替体数の減少は、プルトニウム使用量増大の観点で燃料集合体１体当たりのプルトニウム富化度を増やしたにもかかわらず、炉心全体のプルトニウム使用量の増大効果としては逆効果となってしまう。
次に、ウラン燃料集合体とＭＯＸ燃料集合体を適度に散在させて装荷するのではなく、ＭＯＸ燃料集合体を炉心中央に集中的に配置させたような炉心構成とした場合、プルトニウム富化度を増加することによるＭＯＸ燃料集合体の高出力化は、炉心中央付近の中性子インポータンスが高いことにより、先の例のような燃料配置の時よりもより顕著となる。
また、それと同時にＭＯＸ燃料集合体の制御棒価値の低下傾向から、炉停止余裕は厳しくなり、充分な安全裕度を持った運転はさらに難しくなる。 加えて、先の例のような燃料集合体配置の場合と同様に、プルトニウム富化度の増加に伴い炉心の余剰反応度も増加することから、燃料取替時におけるＭＯＸ燃料集合体の取替体数を減らす必要が生じ、プルトニウム使用量の増大効果はあまり期待できない。
本発明の目的は、上記問題点に鑑み、ウラン燃料集合体とＭＯＸ燃料集合体とが同時に装荷される原子炉炉心において、従来に比べてプルトニウムの使用量を高めるのに適し、且つ安全性の高い原子炉炉心を提供することにある。
上記目的を達成するため、請求項１に記載の発明に係る原子炉炉心は、核燃料物質としてウランのみを含むウラン燃料棒を複数本格子状に束ねてなるウラン燃料集合体と、核燃料物質としてウランとプルトニウムとを含むウラン−プルトニウム混合酸化物燃料棒を複数本格子状に束ねてなるウラン−プルトニウム混合酸化物燃料集合体とが取替燃料集合体としてそれぞれ予め定められた本数ずつ同時に装荷される原子炉炉心において、炉心内の燃料集合体配列領域のうち、最外周領域と最外周から２層目の領域とからなる炉心周辺領域に占めるウラン−プルトニウム混合酸化物燃料集合体の割合が、前記炉心周辺領域より内側の中央領域に占めるウラン−プルトニウム混合酸化物燃料集合体の割合より大きいことを特徴とするものである。
また、請求項２に記載の発明に係る原子炉炉心は、請求項１に記載の原子炉炉心において、前記炉心周辺領域に占める３サイクル目の燃料集合体の割合が、前記中央領域に占める３サイクル目の燃料集合体の割合より大きいことを特徴とするものである。
また請求項３に記載の発明に係る原子炉炉心は、請求項１または請求項２に記載の原子炉炉心において、前記ウラン−プルトニウム混合酸化物燃料集合体は、集合体の格子状配列の最外周領域より内側領域にウラン−プルトニウム混合酸化物燃料棒が配置されていることを特徴とするものである。
本発明においては、ウラン燃料集合体とウラン−プルトニウム混合酸化物燃料集合体とが同一炉心に同時装荷される原子炉炉心において、ウラン−プルトニウム混合酸化物燃料集合体１体当たりのプルトニウム使用量を従来より高めながらも安全性の高い原子炉炉心を得ることができるという効果がある。
本発明は、ウラン燃料集合体とウラン−プルトニウム混合酸化物燃料（以下、ＭＯＸ燃料と記す）集合体とが取替燃料集合体としてそれぞれ予め定められた本数ずつ同時に装荷される原子炉炉心において、炉心内の燃料集合体配列領域を、最外周領域及び最外周から２層目の領域からなる炉心周辺領域とその内側の中央領域とに分けたとき、炉心周辺領域に占めるウラン−プルトニウム混合酸化物燃料集合体の割合が、中央領域に占めるウラン−プルトニウム混合酸化燃料集合体の割合より大きくなるように各燃料の配置が定められているものである。 これにより、ＭＯＸ燃料集合体１体あたりのプルトニウム使用量を高め、プルトニウムの使用に適した安全性の高い原子炉炉心を得ることができる。
なお、本発明における「最外周領域」にある燃料集合体とは、炉心内の燃料集合体格子配列を平面視した際に、その燃料集合体の前後左右斜めの周囲八方向のうち一方向以上が他の燃料集合体に接していない状態で配置されているものをいい、また「最外周から２層目の領域」にある燃料集合体とは、その燃料集合体の前後左右斜めの周囲八方向のうちの少なくとも一方向で前記最外周領域にある燃料集合体と接した状態で配置されており、「最外周領域」にある燃料集合体ではないものをいう。
即ち、ＭＯＸ燃料集合体を前記炉心周辺領域部に集中的に装荷した本発明の炉心構成では、まず炉心中央領域においてプルトニウム富化度を増加することによるＭＯＸ燃料集合体の高出力化が、燃焼が進んで比較的低い反応度を有するウラン燃料集合体を周辺に配置することにより抑えることができ、またＭＯＸ燃料集合体が集中的に装荷された炉心周辺領域については、この領域がもともと中性子インポータンスの低い領域であるために、高出力化を招くおそれがない。
また、プルトニウム富化度の増加に伴うＭＯＸ燃料集合体の反応度の増加は主に炉心周辺領域で現れるため、炉心周辺領域の出力が比較的高まり、炉心からの中性子の漏れに費やされる。 これは、炉心からの中性子の漏れが、炉心最外周領域の中性子束分布の空間的勾配に比例するためで、図７に見られるように、炉心周辺部の出力の増加は、従来のような炉心の余剰反応度が高まることによるＭＯＸ燃料集合体の取替体数の減少を招くことがない。 また、炉心中央領域に制御棒価値の低下を招くＭＯＸ燃料集合体があまり装荷されていないことから、炉停止余裕は厳しくなることはなく、むしろ炉心の径方向出力分布の平坦化に伴って炉内の制御棒価値は平準化し、その余裕は大きくなる。
さらに、ＭＯＸ燃料集合体のうちでも特に反応度が高まる２サイクル目および３サイクル目のＭＯＸ燃料集合体を炉心周辺領域に配置すれば、炉心外周領域からの中性子の漏れはさらに大きくなり、より高富化度化したＭＯＸ燃料集合体を装荷しても、余剰反応度がサイクル末期においても余ることなく、プルトニウムを効率よく使用することが可能な炉心を構成することができる。
また、このようなＭＯＸ燃料集合体による高リーケージ炉心では、ウラン燃料集合体による高リーケージ炉心と異なり、ＭＯＸ燃料集合体の燃焼に伴う反応度スィングが比較的小さいことから、サイクル期間を通じ、常に平坦な径方向出力分布が保たれるという利点があり、運転中の熱的余裕の増大という観点では好適である。 また副次的効果として、ウラン燃料集合体がその使用期間を通じて出力の比較的高い炉心中央領域に集中的に配置されることから、ウラン燃料集合体の取出燃焼度が、ウランの高濃縮度化を伴わずに達成できるという効果も得られる。
また、ＭＯＸ燃料集合体として、燃料集合体の最外周全てにウラン燃料棒を配置し、ＭＯＸ燃料棒を最外周よりも中央領域に集中して配置するいわゆるアイランド型設計のものを用いることが望ましい。 これは、ウラン燃料では濃縮度が低いほどコスト負担が少ないのに対してＭＯＸ燃料の原料として使用済み核燃料の再処理によってのみ得られるウラン−プルトニウム混合酸化物は核分裂性Ｐｕを６０〜７０％と高濃度で含んでおり、その富化度を低くするほどコスト負担が大きくなるため、前記アイランド型設計とすればＭＯＸ燃料集合体におけるＭＯＸ燃料棒の平均富化度を高めることができ、ＭＯＸ燃料集合体の加工費を低減することが可能であり、結果として経済性にも優れた炉心を構成することが可能となる。
本発明の第１実施例として、７６４体の燃料集合体からなる定格熱出力３２９３ＭＷのＢＷＲを対象にした取替炉心における炉内燃料集合体配置を図４に示す。 ここでは、説明の簡便のため、１／４炉心分を示し、これと回転対称をなす構成の他の３／４領域の図示は省いた。
本炉心では、燃料棒９行×９列の燃料棒格子配列で中央部に燃料棒９本（３×３）分の領域を占める角管形状の太径水ロッドＷを持つ燃料集合体（以下、９×９集合体）で平均取出燃焼度の設計値が、１５ヶ月運転を想定した場合、ウラン燃料集合体で約４５ＧＷｄ／ｔ、ＭＯＸ燃料集合体で約４５ＧＷｄ／ｔであるものを装荷するものとした。
このウラン燃料集合体は、図１に示すとおり、燃料集合体の４隅に濃縮度を最低の２．４ｗｔ％とした燃料棒Ｕ６を配し、上下端領域を除く被覆管内の燃料に可燃性毒物としてのガドリニアを添加したガドリニア入り燃料棒Ｇ１，Ｇ２が図１に示すようにそれぞれ４本及び８本配され、集合体中央部には３×３燃料棒分領域を占める水ロッドＷを備えたものを用いた。
またＭＯＸ燃料集合体には、図２に示すとおり、上端領域を排除したＭＯＸ燃料棒Ｐ１〜Ｐ４と、ガドリニア入り燃料棒Ｇ１，Ｇ２がそれぞれ８本及び４本、図示したように配され、燃料集合体の中央部に３×３燃料棒分の領域を占める水ロッドＷを備えたものを用いた。 なお図中の番号は、燃料集合体の運転サイクル数を示し、１は１サイクル目の取替新燃料集合体を意味し、２〜４はそれぞれ２サイクル目〜４サイクル目の燃料集合体を意味する。
本実施例による炉心は、ウラン燃料集合体とＭＯＸ燃料集合体とを取替燃料集合体としてそれぞれ一定体数ずつ同時に装荷した平衡炉心における構成としたものであって、ＭＯＸ燃料集合体の装荷体数は３００体であり、全体の燃料集合体装荷体数７６４体に対する装荷割合は約３９％である。
また、通常と同様に、炉心は図中十字で示した制御棒を取り囲む燃料集合体４体を一組としたセル（図中の□枠）で構成される。 本実施例では、燃料集合体が前後左右斜めの周囲八方向のうち一方向以上で他の燃料集合体に接しない最外周領域と、その１層内側で燃料集合体が前後左右斜めの周囲八方向のうちの少なくとも一方向で最外周領域にある燃料集合体と接する２層目領域とからなる領域を炉心周辺領域（図中網掛け部分）とし、それより内側の層に属する領域を中央領域とする。
従って、本炉心の中央領域においては、燃料集合体の装荷体数５４０体中ＭＯＸ燃料集合体の装荷体数は２００体であり、その装荷割合は２００／５４０で約３７％である。 一方、炉心周辺領域においては、燃料集合体装荷体数２２４体中ＭＯＸ燃料集合体の装荷体数は１００体であり、その装荷割合は１００／２２４で約４５％であり、前記中央領域のＭＯＸ燃料集合体装荷割合約３７％よりも大きい。
以上のような本実施例による原子炉炉心によれば、高い安全性を確保しながらもプルトニウム使用量を従来より高めることができた。
次に、本発明の第２実施例として、実施例１とは異なるＭＯＸ燃料集合体装荷割合の取替炉心における炉内燃料集合体配置を図５に示す。 ここでは、説明の簡便のため、１／４炉心分を示し、これと回転対称をなす構成の他の３／４領域の図示は省いた。 本炉心は、実施例１と同様に、７６４体の燃料集合体からなる定格熱出力３２９３ＭＷのＢＷＲを対象にし、ＭＯＸ燃料集合体装荷体数３００体で全体の燃料集合体装荷体数７６４体に対する装荷割合が約３９％としたものである。
また、ウラン燃料集合体として図１に示したもの、ＭＯＸ燃料集合体として図２に示したものをそれぞれ装荷するものである。 また図中の番号も実施例１と同様に、燃料集合体の運転サイクル数を示し、１は１サイクル目の取替新燃料集合体を意味し、２〜４はそれぞれ２サイクル目〜４サイクル目の燃料集合体を意味する。
また、本実施例においても、燃料集合体がその前後左右斜めの周囲八方向のうち一方向以上で他の燃料集合体に接しない最外周領域と、その１層内側で燃料集合体が前後左右斜めの周囲八方向のうちの少なくとも一方向で最外周領域にある燃料集合体と接する２層目領域とからなる領域を炉心周辺領域（図中網掛け部分）とし、それより内側の層に属する領域を中央領域とする。 本炉心では、中央領域での燃料集合体装荷体数５４０体中のＭＯＸ燃料集合体の装荷体数は１５２体であり、その装荷割合は１５２／５４０で約２８％である。 一方、炉心周辺領域では、燃料集合体装荷体数２２４体中ＭＯＸ燃料集合体装荷体数は１４８体であり、その装荷割合は１４８／２２４で約６６％であり、本実施例の炉心は、実施例１で示した炉心よりも炉心周辺領域におけるＭＯＸ燃料集合体の装荷割合が高く、より高いプルトニウム消費効果が期待される炉心である。
本発明の第３実施例として、上記実施例１、２とは異なるＭＯＸ燃料集合体装荷割合の取替炉心における炉内燃料集合体配置を図６に示す。 ここでも１／４炉心分を示し、これと回転対称をなす構成の他の３／４領域の図示は省いた。
本炉心は、実施例１と同様に、７６４体の燃料集合体からなる定格熱出力３２９３ＭＷのＢＷＲを対象にし、ＭＯＸ燃料集合体装荷体数３００体で全体の燃料集合体装荷体数７６４体に対する装荷割合が約３９％としたものである。 また、ウラン燃料集合体として図１に示したもの、ＭＯＸ燃料集合体として図２に示したものをそれぞれ装荷するものである。 また図中の番号も実施例１と同様に、燃料集合体の運転サイクル数を示し、１は１サイクル目の取替新燃料集合体を意味し、２〜４はそれぞれ２サイクル目〜４サイクル目の燃料集合体を意味する。
また、本実施例においても、燃料集合体がその前後左右斜めの周囲八方向のうち一方向以上で他の燃料集合体に接しない最外周領域と、その１層内側で燃料集合体が前後左右斜めの周囲八方向のうちの少なくとも一方向で最外周領域にある燃料集合体と接する２層目領域とからなる領域を炉心周辺領域（図中網掛け部分）とし、それより内側の層に属する領域を中央領域とする。 本炉心では、中央領域での燃料集合体装荷体数５４０体中ＭＯＸ燃料集合体装荷体数は１４４体でその装荷割合は１４４／５４０で約２７％である。
一方炉心周辺領域では、燃料集合体装荷体数２２４体中ＭＯＸ燃料集合体装荷体数は１５６体でその装荷割合は１５６／２２４で約７０％である。 これは実施例３の炉心周辺領域におけるＭＯＸ燃料集合体装荷割合約６６％の場合とほぼ同等であるが、さらに炉心最外周領域に第３サイクル目の燃料集合体を装荷し、最外周から２層目に第２サイクル目の燃料集合体を多く配置することにより、さらにプルトニウム消費に適した炉心構成としたものである。
本実施例においては、核分裂性プルトニウムの炉内インベントリを、実施例１と比較した場合、約２５％増となっており、本炉心がプルトニウム消費の点で極めて有効であることが分かる。 熱的制限値に対する余裕および停止余裕に対しても、いずれも実施例１の場合より優れており、径方向の出力ピーキングは１０％程度、また軸方向の出力ピーキングについても５％程度低減され、安全性の面でも極めて優れた性質を持つことが分かる。
さらに、ウラン燃料が出力分布の平坦な炉心中央部に継続して配置されるため、実施例１と比べた場合でも、最高取出燃焼度は約１ＧＷｄ／ｔほど低減されるにも係わらず、ウラン燃料の取出燃焼度は約２ＧＷｄ／ｔほど増加し、ウラン燃焼の省資源化の観点でも極めて有効である。
以上の実施例１〜３においては、ＭＯＸ燃料集合体として、図２に示すものを用いた場合を説明したが、ＭＯＸ燃料集合体として図３に示すようなアイランド型設計のものを利用した炉心構成では、このＭＯＸ燃料集合体内に配置されたＭＯＸ燃料棒の平均富化度が高く、ＭＯＸ燃料の加工費が低減可能である。 このようなアイランド型ＭＯＸ燃料集合体を用いる場合でも、上記各本実施例の炉心構成を適用することができ、安全性はもとより、アイランド型設計の持つ加工費低減効果と相まって、経済性にも優れた炉心の構成が可能である。
また、従来から、制御棒の挿入・引抜により制御棒近傍の燃料棒出力が局所的に増加し、ペレット−被覆管相互作用（ＰＣＩ：Pellet Clad Interaction ）による被覆管の損傷の可能性を低減させるため、出力運転中もっぱら用いる制御棒の周りに予め燃焼の進んだ燃料集合体を配置するコントロールセル（図中の二重枠）といった炉心設計が採用されている。 これは、制御棒の操作により局所的に出力が増加してもそのセルの燃料集合体は燃焼が進んでいるため出力の絶対値は小さく、ＰＣＩを小さくすることができるものである。 上記実施例で示した炉心構成は、このような従来技術のコントロールセル炉心に対しても容易に適用することができるため、従来からの取替炉心設計技術の持つ利点を損なうことはない。
以上のように、本発明の炉心構成によれば、ウラン燃料集合体とＭＯＸ燃料集合体とが同一炉心に同時装荷される場合において、ＭＯＸ燃料集合体１体当たりのプルトニウム使用量を高めながらも、安全性の高いＢＷＲ炉心を構成でき、本産業の発展に貢献すること著しい。
なお、以上の実施例では、ＢＷＲ炉心における例を示したが、本発明の構成は加圧水型原子炉（ＰＷＲ）においても適用可能である。 また、ＢＷＲでは、安全性の観点から、燃料棒の熱的負担の少ない９行９列格子配列以上の燃料集合体をＭＯＸ燃料集合体として使用するのが望ましい。
Ｕ１，Ｕ２，Ｕ３，Ｕ４，Ｕ５，Ｕ６：ウラン燃料棒Ｐ１，Ｐ２，Ｐ３，Ｐ４：ＭＯＸ燃料棒Ｇ１，Ｇ２：ガドリニア入りウラン燃料棒Ｗ：水ロッド
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