JPH051914B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、原子炉の初装荷炉心に係り、特に初
装荷用の燃料集合体の濃縮度あるいはプルトニウ
ムを含有する原子炉の初装荷炉心に関する。

〔発明の背景〕

従来初装荷用の燃料集合体としてその滞在期間
に応じ燃料の核分裂性物質の量を変えた燃料集合
体を用いることが一般的に行なわれている。初装
荷用の燃料集合体とは新しく建設された原子炉の
炉心に最初に装荷される燃料集合体を言い、それ
らの燃料集合体にて構成された炉心を初装荷炉心
という。

例えば加圧軽水冷却型原子炉では、炉心周辺部
に高濃縮度の燃料集合体を装荷し、炉心中央部に
燃料集合体を滞在期間別に一様に分散させてい
た。沸騰軽水型原子炉では特開昭58−223092号公
報に記載されているように加圧軽水冷却型原子炉
と同様な濃縮度の異なる初装荷用の燃料集合体を
炉心に装荷する案が考えられている。このように
両者は、燃料集合体の炉心内滞在期間に応じて核
分裂性物質の含有量に差をつける手段として、燃
料集合体の²³⁵Uの平均濃縮度に差をつける方法を
用いていた。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、出力を平坦化できる原子炉の
初装荷炉心を提供することにある。

〔発明の概要〕

本発明の特徴は、初装荷炉心から早く取出され
る燃料集合体核分裂性物質をウランとし、初装荷
炉心から遅く取出される燃料集合体の核分裂性物
質をウラン及びプルトニウムとし、前者の燃料集
合体のウランの充填量を後者の燃料集合体のその
充填量よりも大きくしたことにある。

本発明は、以下に述べる現象に着目することに
よつてなされたものである。

核分裂性物質であるプルトニウム（Pu）を富
化した燃料集合体、すなわちプルトニウム燃料集
合体（以下、Pu燃料集合体という）を、炉心内
に装荷することが考えられている。このような
Pu燃料集合体では、その炉心内滞在期間に応じ
た核分裂性物質の充填量は、²³⁵Uの平均濃縮度で
はなくPuの平均富化度を変えることによつても
変えられる。²³⁵Uとプルトニウムは、核分裂性物
質としての特性が異なるために、両者を含有する
燃料集合体の特性は、両者の割合によつて変化す
る。²³⁵Uを含有する割合の大きな燃料集合体は、
プルトニウムを含有する割合の大きな燃料集合体
に比べて初期反応度が高くて燃焼劣化が早くなる
傾向を示す。その傾向は、第６図で一例を示すよ
うに、ウラン²³⁵U（0.7重量％）にプルトニウムPu
（1.2重量％）が富化されて混合した燃料集合体で
あるPu燃料集合体と、ウラン²³⁵U（1.6重量％）を
含んでプルトニウムPuが富化されていないＵ燃
料集合体とを燃焼度の経過に伴う反応度により、
良く表されている。

このため、燃焼初期で両燃料集合体間で反応度
を同等として出力を平坦化するには、ウラン²³⁵U
の充填量がＵ燃料集合体に多くPu燃料集合体に
少なくすることが必要である。

その反面、Ｕ燃料集合体はPu燃料集合体より
も早く反応度が低下するから、Ｕ燃料集合体は
Pu燃料集合体よりも早く炉心から取り出される
燃料集合体として好ましい。

さらには、第６図の一例でたとえれば、早く取
り出されるＵ燃料集合体内の核分裂性物質の量は
ウラン²³⁵Uの1.6重量％であり、遅く取り出され
るPu燃料集合体内の核分裂性物質の量は、ウラ
ン²³⁵Uの0.7重量％とプルトニウムPuの1.2重量％
との和である1.9重量％である。このため、早く
取り出されて利用価値が早く無くなるＵ燃料集合
体内の核分裂性物質の量は少なくてすむ。

このようにして、燃料集合体装荷初期の炉心に
おける出力平坦化を行える。

〔発明の実施例〕

本発明の好適な一実施例である原子炉の炉心を
第１図に示す。第１図は、初装荷炉心１０におけ
る燃料集合体配置及び燃料集合体の取替パターン
を示している。炉心は、中央部の内側領域と周辺
部の外側領域に分割されている。境界Ａが、内側
領域と外側領域との境界である。初装荷炉心１０
は、第２図に示す燃料集合体１〜８からなつてい
る。すなわち、内側領域に装荷される燃料集合体
１及び２は、第１サイクル及び第２サイクルの運
転経過後にそれぞれ初装荷炉心１０から取出され
る²³⁵Uの平均濃縮度1.6wt％のＵ燃料集合体であ
る。内側領域に装荷される燃料集合体３及び４
は、第３、第４サイクルの運転経過後に取出され
る²³⁵Uの平均濃縮度0.7wt％及びPuの平均富化度
2.0wt％のプルトニウム・ウラン混合酸化物
（MOX）燃料集合体、すなわちPu燃料集合体で
ある。また外側領域に装荷される燃料集合体５及
び６は、第１サイクル及び第２サイクルの運転経
過後に炉心１０から取出される²³⁵Uの平均濃縮度
2.0wt％のＵ燃料集合体である。外側領域に装荷
される燃料集合体７及び８は、第３及び第４サイ
クルの運転経過後に炉心１０から取出される²³⁵U
の平均濃縮度0.7wt％及びPuの平均濃縮度2.3wt
％の燃料集合体である。初装荷炉心１０を構成す
る燃料集合体の体数は、内側領域が172体、外側
領域が168体の合計340体である。初装荷炉心１０
内の燃料集合体は１サイクル毎に85体ずつ新しい
燃料集合体と取替えられ、４サイクルで初装荷炉
心１０内のすべての燃料集合体が取替えられる。
１サイクルの間隔は炉心平均燃焼度で約８
〔GWd／ｔ〕である。初装荷炉心１０を構成する
燃料集合体１〜４が取出された後には新しい燃料
集合体３が装荷され、燃料集合体５〜８が取出さ
れた後には新しい燃料集合体７が装荷される。

第３図は、第１図に示した実施例の第１サイク
ル初期での−断面での炉心半径方向における
各燃料集合体の出力分布を示したものである。出
力分布は炉心周辺部で中性子束の漏れに対応して
若干小さくなるが、全体を通じ、ほぼ平坦化され
る。これは内側領域よりも外側領域に核分裂性物
質を多く含む燃料集合体５〜８を装荷し、炉心周
辺部での出力減少を抑制していることによる。ま
た出力分布が平均レベルの上下にばらついている
のは、各燃料集合体に充填されている核分裂性物
質量の違いに基因している。

第４図は本発明の実施例との比較のために以下
に説明する従来の原子炉の炉心の一例であり、第
５図はその炉心内に装荷される各燃料集合体の濃
縮度を示している。第４図に示す初装荷炉心を構
成する燃料集合体として、Ｕ燃料集合体とPu燃
料集合体を併用せず、Pu燃料集合体のみで初装
荷炉心２０を構成し、１サイクル間隔及び出力ピ
ーキング条件を同等とした場合の燃料配置を示し
ている。第１図の初装荷炉心１０と異なる所は、
内側領域及び、外側領域より第１、第２サイクル
経過後に取出される燃料集合体１１，１２，１
５，１６がＵ燃料集合体からPu燃料集合体に置
き換つていることである。内側領域の燃料集合体
１１及び１２は、²³⁵Uの平均濃縮度が0.7wt％、プ
ルトニウムの平均富化度が1.2wt％である。外側
領域の燃料集合体１５及び１６は、²³⁵Uの平均濃
縮度が0.7wt％、プルトニウムの平均富化度が
1.6wt％である。初装荷炉心２０の平均の核分裂
性物質量は2.48〔wt％〕と初装荷炉心１０の2.33
〔wt％〕から約0.15wt％増加している。これは、
第１、第２サイクル経過後に取出す燃料集合体と
してＵ燃料集合体を用いた方がPu燃料集合体を
用いるより、炉心平均としての核分裂性物質量を
約0.15〔wt％〕削減できることを示している。こ
の原理は次のように説明できる。第６図にＵ及び
Pu燃料集合体に対する反応度劣化を示した。Ｕ
燃料集合体は初装荷炉心１０を構成する燃料集合
体１であり、Pu燃料集合体は初装荷炉心２０を
構成する燃料集合体１１である。Ｕ燃料集合体と
Pu燃料集合体を比べると、総核分裂性物質量は
MOXPu燃料集合体が1.9wt％とＵ燃料集合体の
1.6wt％に比べ0.3wt％高くなつているが、燃焼初
期における反応度は両者の燃料集合体でほぼ等し
くなつている。これは²³⁵Uに比ベプルトニウムの
方が熱中性子吸収断面積が大きいために、核分裂
を起すことなく無駄に吸収される中性子の量が多
くなるという現象が、プルトニウムを含む割合の
高いPu燃料集合体が強く影響し、Pu燃料集合体
の反応度が小さく抑えられたことに起因してい
る。反応度の燃焼劣化は、Ｕ燃料集合体がPu燃
料集合体より早く進む傾向を示す。しかし、本実
施例においてはＵ燃料集合体が炉心内滞在期間の
短かい第１、第２サイクル経過後に取出す燃料集
合体として使用されるためこの影響はほとんどな
い。

また本実施例のその他の効果として、Ｕ燃料集
合体は、Pu燃料集合体に比べて核分裂性物質量
が等しい場合に初期反応度が高くなる。このた
め、核分裂性物質量の高い、第３、第４サイクル
経過後に取出す燃料集合体にPu燃料集合体を、
核分裂性物質量の低い、第１、第２サイクル経過
後に取出す燃料集合体としてＵ燃料集合体を用い
ることにより、両者ともＵ燃料集合体またはPu
燃料集合体を使用した場合に比べて燃焼初期にお
ける核分裂性物質の充填量の高い燃料集合体と核
分裂性物質の充填量の低い燃料集合体間の反応度
差が最も小さくなる。このことより燃料集合体間
の反応度差に基づく出力ピーキングの増大を抑制
できる効果がある。本実施例では、この効果によ
り、全燃料集合体をＵ燃料集合体またはPu燃料
集合体とした場合（各燃料集合体の核分裂性物質
量は第２図に示したもの）に比べ出力ピーキング
を約６％低減している。

〔発明の効果〕

本発明によれば、濃縮度の異なる燃料集合体を
装荷する初期炉心においてＵ燃料集合体はPu燃
料集合体よりも同一核分裂性物質重量の条件で比
較すると燃焼初期反応度が高い現象を利用し、初
装荷用の燃料集合体の内、早期に取出す燃料集合
体にＵ燃料集合体を用い、後期に取出す燃料集合
体にPu燃料集合体を用いることにより出力ピー
キング係数をより低減できる効果がある。また本
発明によれば出力ピーキング係数を従来の初装荷
炉心と同程度とすれば初装荷用燃料集合体の内、
早期に取出す燃料集合体のウラン濃縮度を低減で
きるという効果があり、原子炉の運転裕度を増大
すると共に燃料の削減が可能となる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の好適な一実施例である原子炉
の初装荷炉心の燃料集合体の配置構成図、第２図
は第１図に示す各燃料集合体の濃縮度を示す説明
図、第３図は第１図のＸ−X′方向における燃料
集合体出力分布を示す特性図、第４図は第１図の
実施例に対する比較例である従来の初装荷炉心の
構成図、第５図は第４図の各燃料集合体の濃縮度
を示す説明図、第６図はＵ燃料集合体とPu燃料
集合体の燃焼による反応度劣化の特性の比較図で
ある。 １〜８……燃料集合体、１０……初装荷炉心。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 核分裂性物質を含有する複数の燃料集合体に
   て構成される原子炉の初装荷炉心において、初装
   荷炉心から早く取出される前記燃料集合体核分裂
   性物質をウランとし、初装荷炉心から遅く取出さ
   れる前記燃料集合体の核分裂性物質をウラン及び
   プルトニウムとし、前者の前記燃料集合体のウラ
   ンの充填量を後者の前記燃料集合体のその充填量
   よりも大きくしたことを特徴とする原子炉の初装
   荷炉心。 ２ 前者の前記燃料集合体のウランの平均濃縮度
   を後者の前記燃料集合体のその平均濃縮度よりも
   大きくした特許請求の範囲第１項記載の原子炉の
   初装荷炉心。