原子炉のエネルギー出力を向上するための方法、燃料バンドルのための天然ウランブランケット層を決定するための方法、および可変ブランケット層を有する燃料バンドル
【課題】最大臨界未満バンク引抜き位置（ＭＳＢＷＰ）反応度限界を満たしながら、１つ以上の燃料棒バンドルの中に１つ以上の燃料棒を含む原子炉のエネルギー発生出力を向上させるための方法を提供する。
【解決手段】燃料バンドルの頂部において評価される格子の軸方向断面における個別の燃料棒の濃縮度をランク付けし、その格子における最高ランクの棒位置の燃料ピンを、天然ウランピンと取り替える。次に、ＭＳＢＷＰ反応度限界に余裕があるかどうかを決定するための炉心シミュレーションを実施し、前記燃料バンドルの頂部のための所望の格子設計を達成するように、低くランク付けされた各候補棒位置について、棒位置がＭＳＢＷＰ反応度限界を違反しなくなるまで、上記のピン取替えおよび実施の機能を繰り返す。
【解決手段】燃料バンドルの頂部において評価される格子の軸方向断面における個別の燃料棒の濃縮度をランク付けし、その格子における最高ランクの棒位置の燃料ピンを、天然ウランピンと取り替える。次に、ＭＳＢＷＰ反応度限界に余裕があるかどうかを決定するための炉心シミュレーションを実施し、前記燃料バンドルの頂部のための所望の格子設計を達成するように、低くランク付けされた各候補棒位置について、棒位置がＭＳＢＷＰ反応度限界を違反しなくなるまで、上記のピン取替えおよび実施の機能を繰り返す。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明の実施形態は、最小臨界未満バンク引抜き位置（ＭＳＢＷＰ）安全条件を満たしながら、原子炉のエネルギー出力を向上する方法、原子炉の１つ以上の燃料バンドルにおける選択可能な燃料棒のために可変天然ブランケットを使用するように、延長天然ウランブランケット層に従属させようとする燃料棒を決定する方法、および可変天ウランブランケットを有する燃料バンドルに関する。
【背景技術】
【０００２】
図１は、従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）を示し、図２は、原子炉容器の炉心の燃料バンドルを示し、図３は、制御ブレードの一象限の中に位置する燃料バンドル内の燃料棒とウォータロッドとの１０×１０配列のｘ−ｙマップ分布を示す。
【０００３】
図１に示すように、ポンプ１１０が、導管を通じて水を（例えば、ポンプ１１０から原子炉格納容器１１４に向かう矢印の方向に）、原子炉格納容器１１４の内部に収納された原子炉容器１１２へ供給する。原子炉容器の炉心は正しく配置された多くの燃料バンドルＢを含む。制御された核分裂が炉心の燃料バンドル（例えば図２の燃料バンドルＢ）において起こり、熱を発生させ、この熱が、供給されて燃料棒の間を流れる水（図示せず）を蒸気に変える。
【０００４】
図１を参照すると、蒸気（図示せず）は、発電機１２０に動力を供給するために、原子炉容器１１２からタービン１１８へ供給され、発電機１２０は電気エネルギーを出力する。タービン１１８へ供給される蒸気は、復水器１２２において凝縮されて水に戻る。凝縮された蒸気からの水はポンプ１１０に戻って再利用される。上記の工程が（多サイクル）繰り返されてＢＷＲから電気を発生する。
【０００５】
原子炉容器の代表的な炉心は、概して約２００個から約９００個までの燃料バンドルＢを含むことができる。もちろん、原子炉の安全度とエネルギー出力の要件を満たす限り、さまざまな構成とさまざまな個数の燃料バンドルを使用してもよい。図２に示すように、所定の燃料バンドルＢは、上部プレートＵと下部タイプレートＬとの間で全体的に互いに平行に延在する複数の燃料棒１００を包囲する外部チャンネルＣを含む。一般に、燃料棒１００は、図３に示すように概して直線行列の形で備えられている。
【０００６】
燃料棒１００は、複数のスペーサＳによって互いに横方向に離隔され、これらのスペーサＳは、チャンネルＣの内部で燃料棒１００の長さに沿って互いに垂直方向に分けられている。図３は、燃料チャンネルＣによって包囲された１０×１０配列の燃料棒１００を図示している。燃料棒１００は、直交行列状に配置されて、１つ以上のウォータロッド１３０を包囲し、図３には２個のウォータロッド１３０が示されている。その他の構成を使用してもよい。原子炉冷却材（ウォータロッド内の水とは別）が燃料棒１００の間を流れ、（１つ以上の）燃料バンドルの（１つ以上の）燃料棒の中で起こる核反応から発生する熱を収集する。
【０００７】
図３では、所定の燃料バンドルＢが、十字形の制御ブレード１３２の一象限に配置され（例えば、この例では４象限の１つだけが示されている）、十字形の制御ブレードは、ＢＷＲに関して従来から知られている制御ブレード構成である。周知のように、所定の燃料バンドルＢが通常、制御ブレード１３２の他の３象限の各々に配置されている。バンドルＢ間の（１つ以上の）制御ブレード１３２の上（および下）移動が、バンドルＢの中で起こる核反応度の量を制御する。図１〜３は、ＢＷＲの原子炉炉心のバンドル内におけるロッド１００のただ１つの従来の配置を示す。当業者には明白であるように、その他の配置を使用してもよい。
【０００８】
所定の燃料棒１００では、燃料棒１００は通常、バンドルの中のその垂直スパン内のさまざまな位置に沿って、ウラン（例えば、同位元素２３８Ｕおよび２３５Ｕを含むペレット）によって充填され、２３５Ｕの量は、原子炉における安全な運転条件を明らかにするために（望みに応じて）濃縮してもよい。同位元素２３５Ｕは通常、ウランの中に０．７１１（重量）％の濃度で存在し、残りのウランは同位元素２３８Ｕである。したがって、以下に使用するように、０．７１は天然ウランの濃度を表す。
【０００９】
濃縮工程を経た後、濃縮ウランは、約２％（すなわちわずか２重量％を超える）から約５（重量）％までの２３５Ｕを含むことができ、残りのウランは同位元素２３８Ｕである。濃縮ウランでは約５（重量）％を超える量の２３５Ｕを使用することもできようが、商用発電原子炉では従来から濃縮ウランは５％までに限られている。
【００１０】
上で論述したように、燃料棒１００は、そのある部分では天然ウランのペレットで、その他の部分では濃縮ウランのペレットによって、燃料棒１００の垂直（軸方向）高さに沿って充填されている。ペレットの一部分は天然ウランだけを含み、その他のペレットは天然ウランと濃縮ウランの組合せを含んでもよい。さらに、ペレットの一部は濃縮ウランだけを含んでもよい（２３５Ｕの濃度が天然ウランの中に存在する濃度より高い、すなわち＞０．７１）。通常、ウランペレットの高さを約半インチ（約１．３ｍｍ）にしてもよい。
【００１１】
代表的な燃料棒１００は約２００個までのペレットを含むことができる。また、ある部分では、燃料棒１００はペレットを含まず、空所（後で説明するようにＶで示される）を備えてもよく、または燃料棒１００は打ち切られた高さ（後で説明するようにＥで示される）を有してもよい。したがって、所定の（１個または複数個の）燃料棒１００は、所定の燃料棒バンドルＢの内部の他の燃料棒よりも短いことがある。
【００１２】
図４は、所定の燃料棒１００のさまざまな軸方向区画を表す図である。図２および３におけるバンドルＢを参照すると、１０×１０配列の燃料棒１００とウォータロッド１３０は、燃料バンドルＢの（例えば、水平）断面を横切って切るｘ−ｙマップ分布（または径方向格子）によって表すことができる。図４では、代表的な燃料棒１００は約１５０インチ（約３８１ｃｍ）の高さを有する。図４は、棒１００の垂直高さに沿ったところの、０インチ（０ｃｍ）から１５０インチ（３８１ｃｍ）までの７つのｘ−ｙ方向マップの分布を示す。燃料棒１００の各６インチ（１５．２ｃｍ）のセグメントをノードと呼んでもよい。したがって、１５０インチ（３８１ｃｍ）の中に２５個のノードが存在し、ノード１は燃料棒１００の底部６インチ（１５．２ｃｍ）を表し、ノード２５は燃料棒１００のその底から１４４インチ（３６５．８ｃｍ）から１５０インチ（３８１ｃｍ）までの間のセグメントを表す。
【００１３】
これらのｘ−ｙマップ分布は、燃料棒１００の底から出発して、図４において次のように確認される。
【００１４】
（ａ）２６８６８（高さ＝０インチ（０ｃｍ）から６インチ（１５．２ｃｍ）まで延在する、ノード１）、
（ｂ）２６８６９（高さ＝６インチ（１５．２ｃｍ）から５４インチ（１３７．２ｃｍ）まで延在する、ノード２〜９）、
（ｃ）２６８７０（高さ＝５４インチ（１３７．２ｃｍ）から８４インチ（２１３．４ｃｍ）まで延在する、ノード１０〜１４）、
（ｄ）２６８７１（高さ＝８４インチ（２１３．４ｃｍ）から９６インチ（２４３．８ｃｍ）まで延在する、ノード１５〜１６）、
（ｅ）２６８７２（高さ＝９６インチ（２４３．８ｃｍ）から１３８インチ（３５０．５ｃｍ）まで延在する、ノード１７〜２３）、
（ｆ）２６８７３（高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）から１４４インチ（３６５．８ｃｍ）まで延在する、ノード２４）、および
（ｇ）２６８７４（高さ＝１４４インチ（３６５．８ｃｍ）から１５０インチ（３８１ｃｍ）まで延在する、ノード２５）。
【００１５】
図５〜１１は、燃料棒の高さの０〜１５０インチ（０〜３８１ｃｍ）間の、上記の７つの特定位置の各々における所定の燃料棒バンドルＢの全燃料棒１００に関する上記（ａ）から（ｇ）までに対応するｘ−ｙマップ分布を示す。図５から図１１のｘ−ｙマップ分布を図４と共に見ていただきたい。図５から図１１において、「Ｖ」を付けたセル（燃料棒）は、対応するｘ−ｙマップ分布に示すセル位置において燃料棒１００が全く存在しないことを示し、「Ｅ」は、燃料棒１００のシェルは存在するが、（燃料棒１００の）シェルは対応するｘ−ｙマップ分布に示す対応するセル位置において空であることを示す。図５〜１１を、下記の論述に関して参照されたい。
【００１６】
図５は、高さ＝０インチ（０ｃｍ）〜６インチ（１５．２ｃｍ）間の位置における所定の燃料棒バンドルのすべての燃料棒に関するｘ−ｙマップ分布（例えば２６８６８）を示す。図５において、数「０．７１」は、高さ＝０インチ（０ｃｍ）〜６インチ（１５．２ｃｍ）間の対応するセル位置（Ａ１〜Ｊ１０）における燃料棒の中に存在する２３５Ｕの量の濃度（重量パーセント）、すなわち換言すれば、天然ウランを有するその位置またはノード（ノード１）における燃料棒１００を反映する。図５において、セルＤ６、Ｄ７、Ｅ６、およびＥ７は、図３において１３０として確認される円に対応するウォータロッド（ＷＲ）を構成し、図３の第２ウォータロッド１３０はセルＦ４、Ｆ５、Ｇ４、およびＧ５によって示されている。
【００１７】
ノード１（底から０インチ（０ｃｍ）〜６インチ（１５．２ｃｍ）間のすべての燃料棒１００はこの位置において天然ウランの集積を有するので、図５のｘ−ｙマップ分布は、ノード１における所定のバンドルＢ全燃料棒の底部における全「天然」ブランケット層の形成を示す。燃料バンドルＢの底部におけるこの６インチ天然ブランケットは、指定の安全および／または運転限界の内で安全な原子炉運転を保証する助けになるために設けられる。図６〜９は、上記の（ｂ）〜（ｅ）に示す位置またはノードに対応するｘ−ｙマップ分布を示し、単に比較参照のために提供した。
【００１８】
図１０は、高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）（すなわち＞１３８インチ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの構成のｘ−ｙマップ分布（例えば２６８７３）であり、図１１は、高さ＝１４４インチ（３６５．８ｃｍ）（すなわち＞１４４インチ）〜１５０インチ（３８１ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの構成のｘ−ｙマップ分布（例えば２６８７４）である。ＢＷＲでは従来、別の全「天然」ブランケット層が、図１０および１１（ｘ−ｙマップ分布２６８７３および２６８７４）において反映されるように、１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１５０インチ（３８１ｃｍ）間の高さにおける所定のバンドルＢ内における燃料棒１００の頂部に設けられる。ノード２４および２５におけるこの１２インチ天然ブランケットもまた通常、指定の安全限界内での安全な原子炉運転を保証するために備えられる。
【００１９】
底部ノード１（６インチ（１５．２ｃｍ）天然ウラン）および頂部ノード（ノード２５（頂部）における６インチブランケットまたはノード２４および２５における１２インチブランケットのいずれも）における天然ブランケットの使用は、プラント設計者にとっては従来からの設計上の選択肢である。これらの天然ブランケットの使用により、炉心の頂部と底部からの中性子漏洩を減らすことによって、バンドル濃縮を全体的に減少させることが可能になる。しかしそれでも、頂部におけるより大きな１２インチブランケットは結果的に、効果的にはより短い燃料バンドルとなり、これは炉心の非周辺部分における熱的余裕を減少させ、したがって熱出力を低下させる可能性がある。
【００２０】
さらに、ＭＦＬＰＤ（制限出力密度の最大部分Maximum Fraction of Limiting Power Density）、ＭＡＰＲＡＴ（ＭＡＰＬＨＧＲ(最大平均平面線形発熱Maximum Average Planar Linear Heat Generation)の、その限界値に対する比）、ＭＦＬＣＰＲ（制限限界出力比の最大部分(Maximum Fraction of Limiting Critical Power Ratio)）、および反応度パラメータの限界（低温炉停止余裕（ＣＳＤＭ: cold shutdown margin）および高温過剰反応度（ＨＯＴＸ: hot excess reactivity））などの熱的パラメータの限界を満たすことができることに加えて、より大きな１２インチブランケットの使用は、最大臨界未満バンク引抜き位置（ＭＳＢＷＰ）として知られている反応度パラメータのための限界または条件を満たすことを困難にする可能性もある。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００２１】
本発明の実施形態は、最大臨界未満バンク引抜き位置（ＭＳＢＷＰ: maximum subcritical banked withdrawal position）の反応度限界を満たしながら、１つ以上の燃料棒バンドルに１つまたは燃料棒を包含する原子炉のエネルギー発生出力を向上するための方法を対象とする。
【課題を解決するための手段】
【００２２】
本発明の方法では、燃料バンドルの頂部での評価対象であるところの、格子の軸断面内にある個別燃料棒の濃縮度がランク付けされ、その格子の最高ランクの棒位置の燃料ピンは天然ウランピンに置き換えられる。次に炉心シミュレーションが実施され、ＭＳＢＷＰ反応度限界に対して何らかの余裕があるかどうかを決定する。より低いランクの候補燃料棒位置の各々について、ピンの置換え機能と炉心シミュレーション機能が、棒の位置がＭＳＢＷＰ反応度限界を越えなくなるまで繰り返され、この結果、燃料バンドル頂部についての所望の格子設計を達成する。
【００２３】
別の実施形態では、原子炉における燃料バンドルのための天然ウランブランケット層を決定する方法を対象とする。この方法は、バンドルの頂部６インチ（１５．２ｃｍ）の断面を表す軸方向位置における、バンドル内のすべての燃料棒位置における棒の濃縮度を評価することを含む。天然ウランの６インチ（１５．２ｃｍ）ブランケットは、燃料棒濃縮度しきい値を超える濃縮度を有する燃料棒位置に備えられる。その他、天然ウランの１２インチ（３０．５ｃｍ）ブランケットが、燃料棒濃縮度しきい値より低いか等しい濃縮度を有する燃料棒位置に備えられる。
【００２４】
さらに別の実施形態は、原子炉の燃料バンドルを対象とする。燃料バンドルは、その底部に６インチ（１５．２ｃｍ）天然ウランブランケット層を含む。そのバンドルは、燃料棒濃縮度しきい値を超える燃料棒濃縮度を備えたバンドル頂端部の軸断面における１つ以上の選択可能燃料棒位置は、その中に６インチ（１５．２ｃｍ）天然ウランブランケットを有する。燃料棒濃縮度しきい値より低いか等しい燃料棒濃縮度を有する軸断面における１つ以上の選択可能な燃料棒位置は、１２インチ（３０．５ｃｍ）天然ウランブランケットを中に有する。
【００２５】
本発明の実施形態は、添付の図面／図と共に行う詳細な説明からさらに明白に理解されよう。本明細書において提供される図面／図は単なる例証的な目的のためである。その他の変形も可能である。さらに、図面／図は例証的な目的のために提供されているので、一定縮尺で画かれていないかもしれない。さらに、さまざまな図面／図が、定義によって本発明を実施するために必要とされない任意選択の設備機器を示すこともある。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２６】
以下に詳細に説明しようとする一実施形態では、ＭＳＢＷＰ反応度限界を満たしながら、原子炉のエネルギー発生出力を向上する方法を説明する。
【００２７】
後述のあるで実施形態は、ＭＳＢＷＰ反応度限界／制約または安全条件を満たすような２３５Ｕを含む原子炉燃料バンドルの第２最頂部６インチ（１５．２ｃｍ）（例えば、高さ１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）の間）にある選択された燃料棒を識別して、または濃縮する方法を対象とする。その他の変形実施形態も、本発明の範囲内で可能である。例えば、２３５Ｕの代わりに、別の核分裂性燃料を適切なものとして使用することもできる。その他の変形実施形態も、当業者には認識されるように、本発明の範囲内にあるものとして企画される。
【００２８】
本発明の一態様は、ＭＳＢＷＰ反応度限界基準／安全度条件を満たし、さらにまた原子炉のエネルギー出力を向上させる新しい燃料バンドルの設計に関する。本発明のさまざまな態様を正しく認識するため、および各図に示すさまざまな格子設計を説明するために、図６を参照する。
【００２９】
図６は、高さが６インチ（１５．２ｃｍ）（すなわち＞６インチ）乃至５４インチ（１３７．２ｃｍ）にある或る位置における燃料棒バンドルの構成のｘ−ｙマップ分布（例えば２６８６９）である。これは、図４に示す、燃料棒１００における６インチ（１５．２ｃｍ）〜５４インチ（１３７．２ｃｍ）間のノードに対応する。図６において、この格子設計にある各々のセル（Ａ１からＪ１０まで）は、各関連セル位置において記述の特定重量パーセント値で示された量（重量パーセントで示す）の２３５Ｕを含む。したがって例えば、図６のセルＡ１は番号１．６０でマークされる。これは、高さが６インチ（１５．２ｃｍ）〜５４インチ（１３７．２ｃｍ）の間（図４におけるマップ分布の高さ即ち軸方向位置２６８６９と一致）では、燃料棒１００は１．６０（重量）％の２３５Ｕを含むことを意味する。言い換えれば、（図６の）ｘ−ｙマップ分布２６８６９を図４と共に読むことは、燃料棒１００において１．６０重量％の２３５Ｕがある位置を正確に示すことになる。
【００３０】
同様に、図６のセルＤ３を参照すると、２３５Ｕの量は４．４０重量％である。しかし図６のセルＤ４では、２つの数字が記されている。上の数字は存在する２３５Ｕの量（例えば４．９０重量％）を反映し、下の数字は存在するガドリニウムの量（例えば７．００重量％）を反映する。ガドリニウムは、中性子を吸収することによって核反応を減衰させる作用をする。したがって、ガドリニウムは、原子炉の局部的出力と全体的な反応度をサイクル照射線量の関数として制御する手段を提供する。しかし、ガドリニウムは運転時間と共に劣化すなわち「燃え尽きる」ことに留意しなければならない。
【００３１】
上に論述したように、図６〜１０（および後で論述することになる図１３〜１５）の各々は、１０×１０燃料棒集合体の新しいバンドル設計のための、ウランおよび／またはガドリニウム分布を図示する。そこには、さまざまに指定された軸方向（垂直）高さにおける径方向格子（例えばバンドルの一般的に均質の区画）が表示されている。図４および図５で注目されるように各格子は各燃料棒位置（例えばセルＡ１からＪ１０まで）の構成を示す２次元ｘ−ｙマップ分布である。注にあるように、「Ｖ」として指摘される位置は、燃料棒がその位置（すなわち、ハンドルの完全な高さまで達しない部分的な燃料棒の長さ）で、消えていることを示す。また、「Ｅ」として指摘される位置は、燃料棒が空である（すなわち、例えば核分裂生成ガスを収容するための空間が棒の中に残されている）ことを示す。先に注目したように、単一数字は、天然Ｕ（０．７１）または濃縮２３５Ｕ（＞０．７１濃度）に対応するが、単一セル中における２つの数字はそれぞれ、ウラン（上の数字）およびガドリニウム（下の数字）に対応する。
【００３２】
新しいバンドルを設計することは、その燃料バンドルの燃料棒内における濃縮ウランおよび／またはガドリニウムなどの燃焼可能ポイズンの、軸方向（垂直方向）および径方向（水平方向）の両方向における分布を決定することである。一般的なウラン分布は、軽水炉については天然（０．７１１重量％）から約５重量％までの範囲にわたる。濃縮が高いほど、核分裂速度と所定の燃料棒によって生成される動力は高くなる。
【００３３】
図１に示すようなＢＷＲでは、その他の期間が適していることもあるが、一般的に１年、１年半、または２年の期間だけ運転される。原子炉炉心は、１ショートトン・ウラン当りギガワット日で測定されるある一定のエネルギー量を発生するものとして設計される。１燃料サイクルが完了すると、反応性が最低の（および一般的に最も劣化した）燃料のほぼ１／４〜１／２が除去され、新しい燃料と取り替えられる。
【００３４】
露出した燃料バンドルの再配置も一般的に、燃料の保全性とプラントの安全性を保証する原子力規制委員会（ＮＣＲ）によって課された制約である熱限界および反応度限界を満足させながら、炉心のエネルギー生成を最大化（または改良）するための手段として実施される。炉心装荷の設計は、露出した燃料バンドルの配置ならびに新しいバンドルの設計と配置とを必然的に含む。さらに、制御ブレード操作計略（例えば、制御ブレード配置およびノッチ位置）、および最大線出力の関数としての炉心流量も、通常は設計の一部として決定される。
＜炉心シミュレーションプログラム＞
炉心装荷および制御ブレード操作計略設計の決定に加えて、所定の炉心装荷のためのすべての熱的パラメータおよび反応度パラメータが、一般的に、コードＴＧＢＬＡおよびコードＰＡＮＡＣＥＡなどのＮＲＣ認可のコンピュータコードを利用した原子炉シミュレーションを介して決定される。これらのＴＧＢＬＡおよびＰＡＮＡＣＥＡコードは当技術分野ではよく知られており、これらの全体が参照によって本明細書に組み込まれている。ＴＧＢＬＡコードおよび／またはＰＡＮＡＣＥＡコードの等価物を使用してもよい。
【００３５】
ＴＧＢＬＡは、所定のバンドル格子の挙動をモデル化するが、ＰＡＮＡＣＥＡは、炉心装荷パターン内の（個別の格子からなる）バンドルの挙動をモデル化する。原子炉シミュレーションもまた、最大線出力の関数としての制御ブレード操作および炉心流量計略の影響を評価することを必然的に含む。
＜熱的パラメータと限界＞
新しいバンドル内の濃縮ウランと、（原子炉による分裂反応を制御するという面から「ポイズン」として使用される）ガドリニウムとの分布は、最大線出力の関数として炉心内の熱的限界と反応度限界を満足するように設計される。熱的パラメータの例は、ＭＦＬＰＤ(Maximum Fraction of Limiting Power Density)（制限出力密度の最大部分）、ＭＡＰＲＡＴ（ＭＡＰＬＨＧＲ(Maximum Average Planar Linear Heat Generation)すなわち最大平均平面線形発熱をその限界に対して比較した比）、およびＭＦＬＣＰＲ（Maximum Fraction of Limiting Critical Power Ratio：制限限界出力密度の最大部分）である。反応度パラメータの例は、低温炉停止余裕（ＣＳＤＭ（cold shutdown margin））、高温過剰反応度（ＨＯＴＸ: hot excess reactivity）、および最大臨界未満バンク引抜き位置（ＭＳＢＷＰ:maximum subcritical banked withdrawal position）である。
【００３６】
ＭＦＬＰＤは、所定の高さの所定のバンドルにおける局部棒出力、すなわち線量出力密度（ＬＨＧＲ:linear heat generation rate）（すなわち単位長さ当りキロワット）の、限界値と比較したときの比の最大として定義してもよい。ＭＡＰＬＨＧＲは、所定の高さの所定のバンドルにおける平面にわたる最大平均ＬＨＧＲである。ＭＡＰＲＡＴは、ＭＡＰＬＨＧＲの限界値に対する比として理解される。
【００３７】
ＬＨＧＲ限界は、燃料被覆管の塑性ひずみ、燃料ペレットの中心線の溶融、およびペレットの膨張を超える被覆の張出しである剥離という現象から、燃料を保護する。これは主として、核分裂生成ガスの発生によるものである。剥離は、ペレットから被覆を通って冷却材に至る熱伝達を低下させる。
【００３８】
ＭＡＰＲＡＴ限界は、事故において仮定される冷却材損失中に燃料を保護し、ＭＦＬＰＤ限界は、正常運転中に燃料を保護する。ＭＦＬＣＰＲは、「液膜ドライアウト」現象から燃料を保護する。ＢＷＲの熱伝達において、燃料棒表面上の水の薄膜は、水が蒸気に変換されるので、燃料棒において発生する熱の適切な除去を保証する。核沸騰としても知られているこのメカニズムは、燃料棒における出力が上昇するにつれ継続し、遷移沸騰として知られるポイントまで続く。遷移沸騰中は、熱伝達は急速に低下し、薄膜が消失し、最終的には薄膜のドライアウトを引き起こし、この時点で、被覆管の表面温度は急速に上昇して、破損を引き起こす。
【００３９】
バンドルの限界出力とは、所定の燃料バンドルが液膜ドライアウトを起こす出力であり、実験的試験から決定される。限界出力比（ＣＰＲ）とは、限界出力の実際のバンドル出力に対する比である。ＭＦＬＣＰＲは単に、限界値に対する各バンドルＣＰＲの割合のあらゆるバンドルにわたる最大値である。
＜反応度パラメータと限界＞
ＣＳＤＭは、最も反応度の高い単一の制御ブレードを除いて、すべての制御ブレードが挿入された、低温状態にある原子炉について、限界に対する反応性reactivityの余裕として定義される。ＣＳＤＭは、サイクル中の各時間（照射）状態点について決定される。ＨＯＴＸは、サイクル中の各露出状態点における、すべてのブレードを除去した定格出力における高温状態の原子炉の炉心反応度として定義される。ＭＳＢＷＰは、すべての制御ブレードに適用された、炉心が最大線出力の関数として冷間状態で原子炉のための臨界未満状態に留まる、最大ノッチ位置として定義される。
＜ＭＳＢＷＰ反応度パラメータ＞
一般的に、ＭＳＢＷＰパラメータ条件または限界を満足するためno
業界の標準は、燃料棒高さが、例えば１４４（３６５．８ｃｍ）〜１５０インチ（３８１ｃｍ）（ノード２５）間、のみならず、１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）（ノード２４）間において、図１１のｘ−ｙマップ分布２６８７４を使用することとされてきた。実際、図１０を参照すると、ノード２４におけるｘ−ｙマップ分布は、高さが１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間にあるｘ−ｙマップ分布２６８７３がｘ−ｙマップ分布２６８７４に置き換えられるように、変更される。換言すれば、ｘ−ｙマップ分布２６８７４（図１１を参照）は、バンドルＢにおける各燃料棒１００の頂部１２インチ（３０．５ｃｍ）にまで延ばされている。このような構成が、ｘ−ｙマップ分布２６８６８と共に燃料棒高さ＝０インチ（０ｃｍ）〜６インチ（１５．２ｃｍ）間で使用されると（図５のノード１を参照）、天然ウランの「ブランケット」が、ｘ−ｙマップ分布２６８７４（図１１）に従って燃料棒１００の頂部１２インチ（３０．５ｃｍ）と共に、ｘ−ｙマップ分布２６８６８（図５）に従って燃料棒１００の底部６インチ（１５．２ｃｍ）にも形成される。これが行われることでＭＳＢＷＰ限界は満たされる一方で、ノード２４において（高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）から１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間に）において全天然ウランブランケットの使用を使用することは、ピーク出力をより高める（すなわち熱的余裕が低くなる）結果になり、燃料装荷に制約を加え、これは、サイクルエネルギー要求を満足するために追加の燃料バンドル設計変更を必要とするかもしれない。
【００４０】
一実施形態によれば、ＭＳＢＷＰ限界は、ＮＲＣ認可のコンピュータコードを利用する原子炉シミュレーションから決定される。この例では、この計算は、さまざまな最大線出力状態点において（例えば、０から約１６０００最大線出力ＭＷｄ／ＳＴまで、図２０を参照）、シミュレートされた低温炉停止状態（例えば６８°Ｆ（２０℃））の原子炉によって、同じノッチ位置に挿入されたすべての制御ブレードによってシミュレーションを実施することを必然的に含む。ノッチ位置は、全制御ブレード１３２の挿入（または引抜き）の一部分を示す離散値である。ＢＷＲでは、制御ブレード１３２は炉心の底部から挿入される。したがって例えば、ノッチ「０」は炉心への完全制御ブレード１３２挿入を示し、ノッチ「２４」は中途引抜きを示し、ノッチ「４８」は制御ブレード１３２を炉心の底部から完全に引き抜かれたものとして示す。これらは標準的なＧｅｎｅｒａｌ ＥｌｅｃｔｒｉｃのＢＷＲでは一般的である。ＡＢＢ社またはＧＥ社の改良型ＢＷＲ炉設計におけるような「０」〜「１００」などの、（連続制御ブレード動作を示す）その他のノッチ値も可能である。
【００４１】
ＭＳＢＷＰ限界を計算するための代表的なノッチ値は、（長さ１４４インチ（３６５．８ｃｍ）の制御棒ストロークの「０」〜「４８」の範囲のためには）「２」または「４」におけるノッチ位置となり、これはプラント運転のために必要な技術仕様の基本を形成する。所定の燃料サイクル設計のために、ＭＳＢＷＰノッチ値の有効性が、一連の原子炉シミュレーションを実施し、十分な反応度余裕が存在して低温炉停止条件における臨界未満（ＭＳＢＷＰ）を確証したことを確認することによって、確認されよう。
【００４２】
上に述べたように、ＢＷＲでは、制御ブレード１３２が原子炉の底部から挿入される。したがって、完全に挿入された制御ブレード１３２は、反応度の制御に関しては燃料棒１００の長さをバンドルＢの内部に完全に覆うブレードを表すことになる。（「０」〜「４８」の範囲にわたる）「２」のノッチ値のＭＳＢＷＰ計算は、すべての制御ブレード１３２を活動燃料の頂部の軸方向でわずか下方の位置に置くことになる。１５０インチ（３８１ｃｍ）長の燃料棒１００のためには、これは、頂部における６インチ（１５．２ｃｍ）の非制御燃料に対応する。「４」のＭＳＢＷＰノッチ値は頂部１２インチ（３０．５ｃｍ）の活動燃料の制御などを排除する。
【００４３】
従来の炉心設計は、燃料費を低減し（例えば濃縮費用または分離作業費の低減）、および／または中性子の経済性を向上する（例えば中性子漏洩を低減する）手段として、すべての燃料棒の燃料の頂部と底部における濃縮を低下させることであった。新しいバンドル内の頂部格子と底部格子とは、軸方向「ブランケット」と呼ばれ、天然（０．７１重量％）から２．０重量％までにわたる濃縮分布を有する。上述したように、ブランケットは一般的に、ＭＳＢＷＰ基準に応じて、底部において６インチ（１５．２ｃｍ）、頂部において６または１２インチ（３０．５ｃｍ）である。ＭＳＢＷＰ計算の定義から、頂部ブランケットの高さを増やすことは、結果的にＭＳＢＷＰ反応度余裕のＭＳＢＷＰ限界までの増加になるが、逆に望ましくないピーク出力分布（すなわち熱的余裕が少なくなる）と、追加の燃料装荷制限を引き起こすかもしれないことが理解される。一方、頂部ブランケットの高さを減少することは、結果的にＭＳＢＷＰ反応度余裕を減少させる（かまたは無くす）ことになる。
【００４４】
従来の技術は、ＭＳＢＷＰ反応度余裕（安全条件）要件を満たすために、頂部ブランケットの固定高さを指定している。この頂部ブランケットとは、マップ分布２６８６８（図５）、マップ分布２６８７４（図１１）、またはマップ分布７２０１７（図１２）などに示されたセルのような、ｘ−ｙマップ分布のすべてのセルにおいてすべて天然ウランからなる。しかし、燃料サイクルの設計は、燃料サイクル設計の開始前に（ＭＳＢＷＰを満たす）頂部ブランケットの固定長を指定することによっても、（設計自由度から見て）わずかに制約された態様で実施することもできる。頂部ブランケットの固定高さは、本来ＭＳＢＷＰが満たされることを確証するので、ＭＳＢＷＰの無視を可能にするからである。頂部ブランケットの長さを延長することは、積極的な設計制約としてのＭＳＢＷＰを効果的に除去することになり、炉心の設計者がＭＦＬＣＰＲ、ＭＦＬＰＤ、ＣＳＤＭ、および／またはＨＯＴＸなどの他の熱的および反応度パラメータに集中することを可能にする。このような事例では、ＭＳＢＷＰシミュレーションは、最終設計（例えば、ＭＦＬＣＰＲ、ＭＦＬＰＤ、ＣＳＤＭ、および／またはＨＯＴＸに関して）が設定されると、妥当性検査としてのみ実施されることになろう。しかし、ＭＳＢＷＰ反応度パラメータは設計分析で説明すべきであり、この代わりは望ましくない。
【００４５】
例えば、「２」または「４」のＭＳＢＷＰノッチ値が、所定の新しいバンドル設計のために１２インチ（３０．５ｃｍ）の天然ウランのブランケットを必要とするかもしれない。これらの相関は、所定のプラントの設計経歴および操業経験に基づいて到達されるものであろう。上記の例では、ウラン濃縮とガドリニウムの分布からなる新しい燃料バンドル設計は、１２インチ（３０．５ｃｍ）の頂部天然ウランブランケットの制約内で決定されよう。１２インチ（３０．５ｃｍ）の頂部天然ウランブランケットを指定することによって、ＭＳＢＷＰを満たすことはほとんど保証される。
【００４６】
本明細書に記載の代替手法は、（ｘ−ｙマップ分布全体にわたって）頂部ブランケットの高さを延ばすことによるのではなく、所定のバンドル内の一定数の燃料棒または燃料棒サブセットのみの中でブランケットを延ばすことによって、ＭＳＢＷＰ基準に取り組み、これを組み込むことである。
＜ＭＳＢＷＰのためのバンドル設計＞
提案された実施形態による手法は、設計のために（ノード２４または２５における）最小頂部軸方向ブランケットを想定することによって始まる。ほとんどの場合、これはノード２５における頂部軸方向ブランケットの６インチ（１５．２ｃｍ）に対応する。燃料サイクル設計は、照射された燃料の配置と新しい燃料の配置、（濃縮ウランとガドリニウムの分布から構成される）新しいバンドル設計、および制御ブレードと流れの運転経略の決定と共に進められよう。設計に関する制約は、ＭＦＬＣＰＲ、ＭＦＬＰＤ、およびＣＳＤＭなどの熱的および反応度パラメータに対する限界の各々から構成されようが、設計分析はＭＳＢＷＰに対する制約を含む。
【００４７】
ＭＳＢＷＰなしでの燃料サイクル設計実施の詳細は、当技術分野では知られており、手作業による設計法ならびに自動化された最適化技法から構成されてもよい。この基本的な形では、燃料サイクル設計過程は、１）設計変数一式を指定すること、２）シミュレーションを実施すること、３）シミュレーションからの熱的および反応度パラメータ出力を限界に関して評価すること、４）１つ以上の設計変数の変化を実施して１つ以上の制約違反に取り組むこと、および５）エネルギー生産を最大化（または改善）しながら、すべての限界を満たすまでシミュレーションおよび評価過程を繰り返すこと、を必然的に含む反復過程である。
【００４８】
経験から周知のように、あるいくつかの設計変数の変更は、ある一定の出力パラメータに影響する。変数の変化は局部化されるか、または全く全体的になることもある。例えば、新しいバンドルの特定の棒における濃縮度を増加させるは、棒における出力を局部的に増加し、したがってＭＦＬＰＤを増加させ、同時にＨＯＴＸを増加させる。別の例では、照射した燃料を周辺に向けて移動することは、たとえ炉心内部に向かって位置するすべてのバンドルの中の出力増加の費用においても、中性子の漏洩を減らすことになり、したがってエネルギー生産を増加させる。全体的変数変化を局部的変数変化と組み合わせることによって、設計者は最高の最適化度合いを達成することができ、熱的および反応度限界を満たすことができる。
【００４９】
ＭＳＢＷＰ基準なしで燃料サイクル設計を完了すると、シミュレーションが実施されて、ＭＳＢＷＰ計算のために存在する反応度余裕（またはその欠如）を決定する。シミュレーションに関しては、制御ブレード１３２が、ＭＳＢＷＰ技術仕様限界で挿入され、原子炉は冷間状態にある。サイクル中のいくつかの照射状態点がシミュレートされる。出力結果は、例えば全くＡＳＣＩＩテキストまたはグラフ表示であってもよい。
【００５０】
ＭＳＢＷＰ基準に合わせるために、設計変数の変更は、新しい燃料バンドル設計に関して、選択された個別の燃料棒の頂部軸方向ゾーンを（１４４インチ（３６５．８ｃｍ）〜１５０インチ（３８１ｃｍ）における）頂部ブランケット格子の直下の格子に向けて、すなわち１２インチ（３０．５ｃｍ）ブランケット位置に、下向きに延ばすことによって実施される。潜在的燃料棒変更の評価を下記のように進めてもよい。
【００５１】
先ず、候補棒変化のリストを、頂部ブランケット格子の直下の格子の中で、最低濃縮から最高値までの濃縮のランク付けに基づいて作る。例えば、図４の棒１００の軸方向図では、格子２６８７３（図１０のｘ−ｙマップ分布としても参照）を除去し、格子２６８７２（図９）を高さ１４４．０インチ（３６５．８ｃｍ）まで延ばす。図４および図９における格子２６８７３を参照すると、第１ランクの濃縮（最低から最高濃縮まで）は１．６重量％の上左隅のセル「Ａ−１」に対応し、第２および第３ランクの濃縮は、隅部セル「Ａ−２」および「Ｂ−１」に対応し、以下同様である。
【００５２】
棒の位置のランク付けリストが決定されると、次の機能を格子に関して実施することができる。すなわち、１）ランクリストに基づいて棒の位置を確認する、２）確認された位置でウラン濃縮およびガドリニウムを頂部ブランケット（例えば図１１のｘ−ｙマップ分布２６８７４）濃縮と取り替える、３）炉心シミュレーションを実施する、３）シミュレーションからＭＳＢＷＰ反応度余裕出力を評価する、４）ランク付けリストの次の要素に進み、ＭＳＢＷＰ基準がすべてのセル位置について満たされるまで、シミュレーションと評価の過程を繰り返す。
【００５３】
したがって上述のように、ある実施形態は、最小臨界未満バンク引抜き位置（ＭＳＢＷＰ）安全条件を満たしながら、１つ以上の燃料棒バンドルにおける１つ以上の燃料棒のエネルギー発生出力を向上させる方法を対象とする。この方法では、燃料バンドル頂部にあるバンドル格子の軸方向断面における個別の燃料棒位置での棒濃縮を、最低濃縮から最高濃縮までランク付けしてもよい。格子における最高ランクの棒位置の燃料ピンを、天然ウランピンと取り替えてもよく、ＭＳＢＷＰ反応度限界に余裕があるかどうかを判定するために、炉心シミュレーションを実施してもよい。
【００５４】
取替え機能および実施機能を、燃料バンドル頂部のための所望の格子設計を達成するように、棒の位置がＭＳＢＷＰ反応度限界を違反しなくなるまで、低ランクの各候補棒位置について繰り返してもよい。次いで、所望の格子設計によって形成された（１つ以上の）燃料バンドルをその頂部に有する炉心を、来るべき運転のために装荷してもよい。
【００５５】
ある実施例では、燃料バンドルは、燃料バンドルの頂部インチ部において６インチ（１５．２ｃｍ）の天然ウランブランケット格子を含み、評価される燃料バンドル格子の軸方向断面は、頂部６インチ（１５．２ｃｍ）の直下のバンドルの６インチ（１５．２ｃｍ）格子セグメント断面である。上述のような実施例では、評価される格子は、燃料バンドルの底部から１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間にあり、すなわち２４番ノードである。
上記の組織的なランク付け、取替え、および評価の方法論を、ある一定の格子設計に適用し（図１２〜１５を参照）、ＭＳＢＷＰ限界ならびに燃料サイクル設計のためのその他の熱的限界と反応度限界に対する格子設計の効果を決定した。図１３〜１５は、図１２の従来の完全天然ウランブランケット格子設計に対する比較のための、ノード２４位置における３つの異なる格子設計を示す。図１２は、高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）（または＞１３８インチ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの格子断面のｘ−ｙマップ分布（例えば７２０１７）であり、この軸方向位置（ノード２４）における燃料バンドルのすべての棒は濃度０．７１％の天然ウランを有する。図１２〜１５における燃料バンドル格子のすべては、２４番ノード（棒の軸方向位置では１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間）を除いて、同じ燃料棒設計を有する。
【００５６】
代替格子設計では、図１３は、高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）（または＞１３８インチ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの格子断面のｘ−ｙマップ分布（例えば７００１７）であり、ノード２４におけるバンドルの３３％は天然ウランであり、残りは濃縮ウランである。図１４は、高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）（または＞１３８インチ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの格子断面のｘ−ｙマップ分布（例えば７３０１７）であり、このノード２４におけるバンドルの２４％は天然ウランであり、残りは濃縮ウランである。図１５は、高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）（または＞１３８インチ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの格子断面の他のｘ−ｙマップ分布（例えば７５０１７）であり、この位置におけるバンドルの０％は天然ウランであり、これは完全濃縮ウランノードである。格子設計のシミュレーションから集めたデータによってわかるように、図１３〜１５の格子設計は、図１２の従来の完全ブランケットの場合と比較して、考えられるさまざまな熱的パラメータおよび反応度パラメータに良好な影響を有する。
【００５７】
図１６は、図１２〜１５に示す４つの燃料バンドル格子設計に関する高温過剰反応度のグラフである。図１６は、図１２〜１５におけるノード２４（１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ））において示す４つの異なる燃料バンドル格子設計の、ショートトン当りメガワット日（ＭＷｄ／ＳＴ）で表す最大線出力に対するΔＫ（炉心平均高温過剰の変化、すなわちＨＯＴＸ）のプロットを示す。０．００１のΔＫの変化は、１００ＭＷｄ／ＳＴの変化に対応する。使用されたシミュレーションは、核断面を発生させるためのＴＧＢＬＡコードに基づいて行われ、ＰＡＮＡＣＥＡ炉心シミュレーションソフトウェアが使用された。
【００５８】
図１６における曲線をプロットするために使用されたデータは、ノッチ「２」（１４４インチ（３６５．８ｃｍ））と「４」（１３８インチ（３５０．５ｃｍ））の間にある制御ブレード１３２に対応する。したがって、高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間に置かれたときの、図１２（Ｖ（空）で指定する棒とウォータロッド以外はノード２４において７８本の燃料棒が天然（２３５Ｕ０．７１重量％））、図１３（Ｖ（空）で指定する棒とウォータロッド以外はノード２４において２６本の燃料棒が天然、その他はすべて濃縮）、図１４（Ｖ（空）で指定する棒とウォータロッド以外はノード２４において１９本の燃料棒が天然、その他はすべて濃縮）、および図１５（天然の棒はなく、これは完全に濃縮バンドル（２３５Ｕ ０．７１重量％））に対応するΔＨＯＴＸ曲線が示されている。
【００５９】
サイクルエネルギーに対する影響を、図１２〜１５におけるさまざまな格子のＨＯＴＸの変化を比較することによって理解することができる。図１６に示すように、０．０３ΔＫより大きなＨＯＴＸの増加は、図１２の完全ブランケット延長部に関して、図１３〜１５の代替格子設計によって可能であり、これは選択されたバンドル設計のための数週間の追加エネルギーとして解釈してもよい。
【００６０】
図１７は、図１２〜１５に示す４つの燃料バンドルの低温炉停止余裕（ＣＳＤＭ）のグラフである。図１７は、図１２〜１５に示す４つの異なる燃料バンドル（例えば、７２０１７；７００１７；７３０１７；および７５０１７）の、ノード２４に対応する高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）、すなわちノッチ「２」（１４４インチ（３６５．８ｃｍ））とノッチ「４」（１３８インチ（３５０．５ｃｍ））の間に置かれたときの、ショートトン当りメガワット日（ＭＷｄ／ＳＴ）で表す最大線出力に対するΔＫのプロットである。使用されたシミュレーションは、核断面を発生させるためのＴＧＢＬＡコードに基づいて行われ、ＰＡＮＡＣＥＡ炉心シミュレーションソフトウェアが使用された。
【００６１】
図１７から理解できるように、図１３〜１５のさまざまな格子のノード２４における部分的濃縮または完全濃縮バンドル断面を使用することの、ＣＳＤＭに対する影響は、図１２のノード２４における現在の場合の格子設計と比較してわずかである。ＣＳＤＭの変化は、（図１５のｘ−ｙマップ分布について）サイクル全体にわたって＋／−０．００２ΔＫの最悪の場合の変化を示す。これはＣＳＤＭの対する最小の影響を表す。
【００６２】
図１８は、図１２〜１５に示す４つの燃料バンドル格子設計のためのＭＦＬＣＰＲの炉心装荷に対する影響のグラフである。図１８は、図１２〜１５に示す４つの異なる燃料バンドル（例えば、７２０１７；７００１７；７３０１７；および７５０１７）の、ノッチ「２」（１４４インチ（３６５．８ｃｍ））とノッチ「４」（１３８インチ（３５０．５ｃｍ））に対応する高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間に置かれたときの、ＭＷｄ／ＳＴで表す最大線出力に対するΔＭＦＬＣＰＲ（制限限界出力比の最大部分の変化）のプロットである。使用されたシミュレーションは、核断面を発生させるためのＴＧＢＬＡコードに基づいて行われ、ＰＡＮＡＣＥＡ炉心シミュレーションソフトウェアが使用された。図１８は実際に、図１２に示すノード２４における従来の格子設計と比較して、熱的パラメータＭＦＬＣＰＲに利用可能な余裕に関する改良を示す。図１８は、図１３〜１５における格子設計のサイクルの端部において０．００７〜０．０１５の追加余裕を示す。
【００６３】
図１９は、図１２〜１５に示す４つの燃料バンドルの炉心装荷に対するＭＦＬＰＤの影響のグラフである。図１９は、図１２〜１５に示す４つの燃料バンドル格子設計（例えば、７２０１７；７００１７；７３０１７；および７５０１７）のための、ノッチ「２」（１４４インチ（３６５．８ｃｍ））とノッチ「４」（１３８インチ（３５０．５ｃｍ））に対応する高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間に置かれたときの、ＭＷｄ／ＳＴで表す最大線出力に対するΔＭＦＬＰＤ（制限出力密度の最大部分の変化）のプロットである。シミュレーションは、核断面を発生させるためのＴＧＢＬＡコードに基づいて行われ、ＰＡＮＡＣＥＡ炉心シミュレーションソフトウェアが使用された。
【００６４】
図１９もまた、図１２に示すように、２４番ノードにおける従来の格子設計と比較して、図１３〜１５における格子設計のための熱的パラメータＭＦＬＣＰＲに利用可能な余裕に関する改良を示す。図１９は、図１３〜１５における格子設計のサイクルの端部において約０．０１８〜０．０２９間の追加余裕を示す。
【００６５】
図２０は、図１２〜１５に示す４つの燃料バンドル格子設計のＭＳＢＷＰに対する影響のグラフである。図２０は、図１２〜１５のノード２４における４つの燃料バンドル格子設計（例えば、７２０１７；７００１７；７３０１７；および７５０１７）のための、ノッチ「２」（１４４インチ（３６５．８ｃｍ））とノッチ「４」（１３８インチ（３５０．５ｃｍ））に対応する高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間に置かれたときの、ＭＷｄ／ＳＴで表す最大線出力に対するΔＫ（最大臨界未満バンク引抜き位置（ＭＳＢＷＰ）の変化）のプロットである。シミュレーションは、核断面を発生させるためのＴＧＢＬＡコードに基づいて行われ、ＰＡＮＡＣＥＡ炉心シミュレーションソフトウェアが使用された。
【００６６】
ＭＳＢＷＰに対する影響を、図２０において、例示的設計過程のさまざまな段階について容易に理解することができる。図２０では、図１３〜１５における格子の比較を、図１２の格子設計において示されているように、全ブランケット延長部に対して行った。必要なＭＳＢＷＰ反応度余裕のために、例えば、全ブランケット延長部に関して−０．０３２５のΔＫに設定すると（図２０におけるＭＳＢＷＰを標示する点線を参照）、ノード２４および２５において延長１２インチ（３０．５ｃｍ）ブランケットを有するすべての燃料棒に対して、延長ブランケット（１２インチ（３０．５ｃｍ）ブランケット）を有する炉心の頂部（１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１５０インチ（３８１ｃｍ）間）において所定の格子設計のサブセットの燃料棒のみによって、ＭＳＢＷＰを満足する多くの可能な設計が存在する。
【００６７】
例えば、ΔＫをＭＳＢＷＰのために−０．０３２５に、２３５Ｕの濃縮度を２４番ノード（高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ））に設定すると、ＭＳＢＷＰ安全条件は、図２０によって示すように、ｘ−ｙマップ分布７００１７（図１３）、７３０１７（図１４）によってサイクル全体について、また全濃縮度マップ分布（図１５）については約１２０００サイクルまで満たされる。図１６〜１９の他のシミュレーションにおけるように、制御ブレード１３２はノッチ＝２（（１つ以上の）燃料棒の頂部６インチ（１５．２ｃｍ）を除くすべて）まで挿入される。換言すれば、１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間の頂部ブランケットの変化（例えば、図１２のｘ−ｙマップ分布７２０１７に示されるすべての天然ウランブランケットより高い濃縮度）を使用して、なおＭＳＢＷＰ条件を満たしながらエネルギー出力を向上させることもできる。
【００６８】
ＭＳＢＷＰ基準を満たすと、第２〜頂部格子（ノード２４および２５）の濃縮度分布内の多くの変化が行われ、確認されよう。従来の技術とは反対に、この変化数は、格子内のすべての燃料棒の大規模な変化（すなわち、頂部ブランケットの完全な下向き延長）に対して、ブランケット格子内の燃料棒の小さなサブセットに対応する。
＜天然ウランブランケットの決定−バンドルの頂端部＞
上記に照らして、棒の位置ごとにバンドルの頂端部にブランケットを決定することが可能である。ある実施例では、これを、２４番および／または２５番ノードにおける棒濃縮度をあるしきい値の棒濃縮度値と比較することによって行ってもよい。ある実施例では、この濃縮は天然ウランの濃縮度（０．７１）と同じでもよい。一実施例として、バンドルの頂部６インチ（１５．２ｃｍ）の断面を表す軸方向位置におけるバンドルにおけるすべての燃料棒位置での棒濃縮度を、棒濃縮濃度しきい値に対して評価してもよい。棒濃縮濃度しきい値を超える濃縮度を有する棒位置のために、天然ウランの６インチ（１５．２ｃｍ）ブランケットを備えてもよい。棒濃縮濃度しきい値未満または同じ濃縮度を有するこれらの棒位置は、その中に天然ウランの１２インチ（３０．５ｃｍ）セグメント、すなわち１２インチ（３０．５ｃｍ）ブランケットを有することになろう。
【００６９】
低濃縮度燃料棒の大部分は制御ブレード１３２の近くに密集するので、このような変化は結果的に熱的余裕、露出能力、およびＨＯＴＸ結果の比較的小さな変化となり、潜在的にＭＡＢＷＰ限界のための計算結果に大きな影響を有する。
【００７０】
続いて、実施形態はさらに、その頂端部に可変天然ウランブランケットを有するように形成された原子炉の燃料バンドルを提供する。燃料バンドルは、バンドルの頂端部に６インチ（１５．２ｃｍ）天然ウランブランケットを含んでもよい。棒濃縮度のしきい値を超える燃料棒濃縮度を有するバンドルの頂端部における軸方向断面での選択可能な棒位置は、その中に６インチ（１５．２ｃｍ）天然ウランブランケットを備えている。棒濃縮度のしきい値未満もしくはこれと等しい燃料棒濃縮度を有するバンドルの頂端部における軸方向断面での選択可能な棒位置は、その中に１２インチ（３０．５ｃｍ）天然ウランブランケットを備えてもよい。上に論述したように、各棒位置は、ＭＳＢＷＰ反応度限界をそのための受入れ可能な余裕内で満たすように評価される。
【００７１】
次の追加の実施形態もまた、安全条件を満たしながら、１つ以上の燃料棒バンドルの中に１つ以上の燃料棒を含む原子炉のエネルギー発生出力を向上させる方法のために提供され、この方法を対象とする。この例の方法は、（ａ）燃料棒と燃料棒バンドルの選択された軸方向（垂直）領域および選択された径方向（水平）領域において、核分裂性物質による、１つ以上の燃料棒バンドルの中の１つ以上の燃料棒における濃縮度の変化をシミュレートすること、および（ｂ）安全条件が満たされるかどうかを計算することを含むことができる。ステップ（ａ）および（ｂ）を、安全条件をなお満たす、１つ以上の燃料棒バンドルの中の１つ以上の燃料棒における核分裂性物質の最高濃縮度レベル（または実質的に最高の濃縮度レベル）が確認されるまで、繰り返すことができる。したがって、安全条件を満たす最高濃縮度レベル（または実質的に最高の濃縮度レベル）の指示を、ユーザーまたは設計者に出すことができる。
【００７２】
上記の追加実施形態では、核分裂性物質は２３５Ｕまたはその等価物であってもよい。また安全条件はＭＳＢＷＰ安全条件であってもよい。選択された軸方向領域は、１つ以上の燃料棒バンドルの中の１つ以上の燃料棒の約０インチ〜１５０インチ（０〜３８１ｃｍ）間にあってもよい。他の適切な軸方向領域は、１つ以上の燃料棒の底から測って０〜６インチ（０〜１５．２ｃｍ）間、１３８〜１４４インチ（３５０．５〜３６５．８ｃｍ）間、および／または１４４〜１５０インチ（３６５．８〜３８１ｃｍ）間にあってもよい。別の実施形態によれば、上記の方法はまた、１つ以上の燃料棒バンドルの中の１つ以上の燃料棒を、天然を超えて（例えば、２３５Ｕ約０．７１重量％を超えて）、最高、または安全条件（例えば、ＭＳＢＷＰ安全条件）を満たすステップ（ｃ）で確認された実質的に最高の濃縮度レベルまで、および／またはこれを含めて濃縮させるステップ（ｅ）を含んでもよい。
【００７３】
こうして例示的実施形態を説明したが、これを多くの方式で変えることもできることは明らかである。このような変形は例示的実施形態から逸脱するものとは見なされず、当業者には明白であろうこのようなすべての変形は、添付の請求の範囲の中に含まれるものとする。
【図面の簡単な説明】
【００７４】
【図１】従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の概略図である。
【図２】原子炉容器の炉心における燃料バンドルを示す図である。
【図３】制御ブレードの一象限に位置する燃料バンドルにおける１０×１０配列の燃料棒とウォータロッドのｘ−ｙマップ分布である。
【図４】燃料棒のさまざまな軸方向区画を示す図である。
【図５】高さ＝０インチ（０ｃｍ）〜６インチ（１５．２ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの構成のｘ−ｙマップ分布（例えば２６８６８）である。
【図６】高さ＝６インチ（１５．２ｃｍ）（すなわち＞６インチ）〜５４インチ（１３７．２ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの構成のｘ−ｙマップ分布（例えば２６８６９）である。
【図７】高さ＝５４インチ（１３７．２ｃｍ）（すなわち＞５４インチ）〜８４インチ（２１３．４ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの構成のｘ−ｙマップ分布（例えば２６８７０）である。
【図８】高さ＝８４インチ（２１３．４ｃｍ）（すなわち＞８４インチ）〜９６インチ（２４３．８ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの構成のｘ−ｙマップ分布（例えば２６８７１）である。
【図９】高さ＝９６インチ（２４３．８ｃｍ）（すなわち＞９６インチ）〜１３８インチ（３５０．５ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの構成のｘ−ｙマップ分布（例えば２６８７２）である。
【図１０】高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）（すなわち＞１３８インチ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの構成のｘ−ｙマップ分布（例えば２６８７３）である。
【図１１】高さ＝１４４インチ（３６５．８ｃｍ）（すなわち１４４インチ）〜１５０インチ（３８１ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの構成のｘ−ｙマップ分布（例えば２６８７４）である。
【図１２】高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）（すなわち＞１３８インチ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの格子断面の、この軸方向位置（ノード２４）における燃料バンドルのすべてのロッドが０．７１の天然ウラン濃度を有する、ｘ−ｙマップ分布（例えば７２０１７）である。
【図１３】高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）（すなわち＞１３８インチ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの格子断面の、このノード２４におけるバンドルの３３％が天然ウランであり、残りは濃縮ウランである、ｘ−ｙマップ分布（例えば７００１７）である。
【図１４】高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）（すなわち＞１３８インチ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの格子断面の、このノード２４におけるバンドルの２４％が天然ウランであり、残りは濃縮ウランである、ｘ−ｙマップ分布（例えば７３０１７）である。
【図１５】高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）（すなわち＞１３８インチ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの格子断面の、この位置におけるバンドルの０％が天然ウランであり、すなわち全部が濃縮ウランノードである、ｘ−ｙマップ分布（例えば７５０１７）である。
【図１６】図１２〜１５に示す４個の燃料バンドル格子設計の高温過剰反応度のグラフである。
【図１７】図１２〜１５に示す４個の燃料バンドル格子設計のための低温停止余裕（ＣＳＤＭ）のグラフである。
【図１８】図１２〜１５に示す４個の燃料バンドル格子設計のための炉心装荷に対するＭＦＬＣＰＲの影響のグラフである。
【図１９】図１２〜１５に示す４個の燃料バンドル格子設計のための炉心装荷に対するＭＦＬＰＤの影響のグラフである。
【図２０】図１２〜１５に示す４個の燃料バンドル格子設計のためのＭＳＢＷＰに対する影響のグラフである。
【符号の説明】
【００７５】
Ｂ 燃料バンドル
Ｃ 外部チャンネル
Ｓ スペーサ
Ｌ 下部タイプレート
Ｕ 上部プレート
１００ 燃料棒
１１０ ポンプ
１１２ 原子炉容器
１１４ 原子炉格納容器
１１６ 燃料棒
１１８ タービン
１２０ 発電機
１２２ 復水器
１３０ ウォータロッド
１３２ 制御ブレード
【技術分野】
【０００１】
本発明の実施形態は、最小臨界未満バンク引抜き位置（ＭＳＢＷＰ）安全条件を満たしながら、原子炉のエネルギー出力を向上する方法、原子炉の１つ以上の燃料バンドルにおける選択可能な燃料棒のために可変天然ブランケットを使用するように、延長天然ウランブランケット層に従属させようとする燃料棒を決定する方法、および可変天ウランブランケットを有する燃料バンドルに関する。
【背景技術】
【０００２】
図１は、従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）を示し、図２は、原子炉容器の炉心の燃料バンドルを示し、図３は、制御ブレードの一象限の中に位置する燃料バンドル内の燃料棒とウォータロッドとの１０×１０配列のｘ−ｙマップ分布を示す。
【０００３】
図１に示すように、ポンプ１１０が、導管を通じて水を（例えば、ポンプ１１０から原子炉格納容器１１４に向かう矢印の方向に）、原子炉格納容器１１４の内部に収納された原子炉容器１１２へ供給する。原子炉容器の炉心は正しく配置された多くの燃料バンドルＢを含む。制御された核分裂が炉心の燃料バンドル（例えば図２の燃料バンドルＢ）において起こり、熱を発生させ、この熱が、供給されて燃料棒の間を流れる水（図示せず）を蒸気に変える。
【０００４】
図１を参照すると、蒸気（図示せず）は、発電機１２０に動力を供給するために、原子炉容器１１２からタービン１１８へ供給され、発電機１２０は電気エネルギーを出力する。タービン１１８へ供給される蒸気は、復水器１２２において凝縮されて水に戻る。凝縮された蒸気からの水はポンプ１１０に戻って再利用される。上記の工程が（多サイクル）繰り返されてＢＷＲから電気を発生する。
【０００５】
原子炉容器の代表的な炉心は、概して約２００個から約９００個までの燃料バンドルＢを含むことができる。もちろん、原子炉の安全度とエネルギー出力の要件を満たす限り、さまざまな構成とさまざまな個数の燃料バンドルを使用してもよい。図２に示すように、所定の燃料バンドルＢは、上部プレートＵと下部タイプレートＬとの間で全体的に互いに平行に延在する複数の燃料棒１００を包囲する外部チャンネルＣを含む。一般に、燃料棒１００は、図３に示すように概して直線行列の形で備えられている。
【０００６】
燃料棒１００は、複数のスペーサＳによって互いに横方向に離隔され、これらのスペーサＳは、チャンネルＣの内部で燃料棒１００の長さに沿って互いに垂直方向に分けられている。図３は、燃料チャンネルＣによって包囲された１０×１０配列の燃料棒１００を図示している。燃料棒１００は、直交行列状に配置されて、１つ以上のウォータロッド１３０を包囲し、図３には２個のウォータロッド１３０が示されている。その他の構成を使用してもよい。原子炉冷却材（ウォータロッド内の水とは別）が燃料棒１００の間を流れ、（１つ以上の）燃料バンドルの（１つ以上の）燃料棒の中で起こる核反応から発生する熱を収集する。
【０００７】
図３では、所定の燃料バンドルＢが、十字形の制御ブレード１３２の一象限に配置され（例えば、この例では４象限の１つだけが示されている）、十字形の制御ブレードは、ＢＷＲに関して従来から知られている制御ブレード構成である。周知のように、所定の燃料バンドルＢが通常、制御ブレード１３２の他の３象限の各々に配置されている。バンドルＢ間の（１つ以上の）制御ブレード１３２の上（および下）移動が、バンドルＢの中で起こる核反応度の量を制御する。図１〜３は、ＢＷＲの原子炉炉心のバンドル内におけるロッド１００のただ１つの従来の配置を示す。当業者には明白であるように、その他の配置を使用してもよい。
【０００８】
所定の燃料棒１００では、燃料棒１００は通常、バンドルの中のその垂直スパン内のさまざまな位置に沿って、ウラン（例えば、同位元素２３８Ｕおよび２３５Ｕを含むペレット）によって充填され、２３５Ｕの量は、原子炉における安全な運転条件を明らかにするために（望みに応じて）濃縮してもよい。同位元素２３５Ｕは通常、ウランの中に０．７１１（重量）％の濃度で存在し、残りのウランは同位元素２３８Ｕである。したがって、以下に使用するように、０．７１は天然ウランの濃度を表す。
【０００９】
濃縮工程を経た後、濃縮ウランは、約２％（すなわちわずか２重量％を超える）から約５（重量）％までの２３５Ｕを含むことができ、残りのウランは同位元素２３８Ｕである。濃縮ウランでは約５（重量）％を超える量の２３５Ｕを使用することもできようが、商用発電原子炉では従来から濃縮ウランは５％までに限られている。
【００１０】
上で論述したように、燃料棒１００は、そのある部分では天然ウランのペレットで、その他の部分では濃縮ウランのペレットによって、燃料棒１００の垂直（軸方向）高さに沿って充填されている。ペレットの一部分は天然ウランだけを含み、その他のペレットは天然ウランと濃縮ウランの組合せを含んでもよい。さらに、ペレットの一部は濃縮ウランだけを含んでもよい（２３５Ｕの濃度が天然ウランの中に存在する濃度より高い、すなわち＞０．７１）。通常、ウランペレットの高さを約半インチ（約１．３ｍｍ）にしてもよい。
【００１１】
代表的な燃料棒１００は約２００個までのペレットを含むことができる。また、ある部分では、燃料棒１００はペレットを含まず、空所（後で説明するようにＶで示される）を備えてもよく、または燃料棒１００は打ち切られた高さ（後で説明するようにＥで示される）を有してもよい。したがって、所定の（１個または複数個の）燃料棒１００は、所定の燃料棒バンドルＢの内部の他の燃料棒よりも短いことがある。
【００１２】
図４は、所定の燃料棒１００のさまざまな軸方向区画を表す図である。図２および３におけるバンドルＢを参照すると、１０×１０配列の燃料棒１００とウォータロッド１３０は、燃料バンドルＢの（例えば、水平）断面を横切って切るｘ−ｙマップ分布（または径方向格子）によって表すことができる。図４では、代表的な燃料棒１００は約１５０インチ（約３８１ｃｍ）の高さを有する。図４は、棒１００の垂直高さに沿ったところの、０インチ（０ｃｍ）から１５０インチ（３８１ｃｍ）までの７つのｘ−ｙ方向マップの分布を示す。燃料棒１００の各６インチ（１５．２ｃｍ）のセグメントをノードと呼んでもよい。したがって、１５０インチ（３８１ｃｍ）の中に２５個のノードが存在し、ノード１は燃料棒１００の底部６インチ（１５．２ｃｍ）を表し、ノード２５は燃料棒１００のその底から１４４インチ（３６５．８ｃｍ）から１５０インチ（３８１ｃｍ）までの間のセグメントを表す。
【００１３】
これらのｘ−ｙマップ分布は、燃料棒１００の底から出発して、図４において次のように確認される。
【００１４】
（ａ）２６８６８（高さ＝０インチ（０ｃｍ）から６インチ（１５．２ｃｍ）まで延在する、ノード１）、
（ｂ）２６８６９（高さ＝６インチ（１５．２ｃｍ）から５４インチ（１３７．２ｃｍ）まで延在する、ノード２〜９）、
（ｃ）２６８７０（高さ＝５４インチ（１３７．２ｃｍ）から８４インチ（２１３．４ｃｍ）まで延在する、ノード１０〜１４）、
（ｄ）２６８７１（高さ＝８４インチ（２１３．４ｃｍ）から９６インチ（２４３．８ｃｍ）まで延在する、ノード１５〜１６）、
（ｅ）２６８７２（高さ＝９６インチ（２４３．８ｃｍ）から１３８インチ（３５０．５ｃｍ）まで延在する、ノード１７〜２３）、
（ｆ）２６８７３（高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）から１４４インチ（３６５．８ｃｍ）まで延在する、ノード２４）、および
（ｇ）２６８７４（高さ＝１４４インチ（３６５．８ｃｍ）から１５０インチ（３８１ｃｍ）まで延在する、ノード２５）。
【００１５】
図５〜１１は、燃料棒の高さの０〜１５０インチ（０〜３８１ｃｍ）間の、上記の７つの特定位置の各々における所定の燃料棒バンドルＢの全燃料棒１００に関する上記（ａ）から（ｇ）までに対応するｘ−ｙマップ分布を示す。図５から図１１のｘ−ｙマップ分布を図４と共に見ていただきたい。図５から図１１において、「Ｖ」を付けたセル（燃料棒）は、対応するｘ−ｙマップ分布に示すセル位置において燃料棒１００が全く存在しないことを示し、「Ｅ」は、燃料棒１００のシェルは存在するが、（燃料棒１００の）シェルは対応するｘ−ｙマップ分布に示す対応するセル位置において空であることを示す。図５〜１１を、下記の論述に関して参照されたい。
【００１６】
図５は、高さ＝０インチ（０ｃｍ）〜６インチ（１５．２ｃｍ）間の位置における所定の燃料棒バンドルのすべての燃料棒に関するｘ−ｙマップ分布（例えば２６８６８）を示す。図５において、数「０．７１」は、高さ＝０インチ（０ｃｍ）〜６インチ（１５．２ｃｍ）間の対応するセル位置（Ａ１〜Ｊ１０）における燃料棒の中に存在する２３５Ｕの量の濃度（重量パーセント）、すなわち換言すれば、天然ウランを有するその位置またはノード（ノード１）における燃料棒１００を反映する。図５において、セルＤ６、Ｄ７、Ｅ６、およびＥ７は、図３において１３０として確認される円に対応するウォータロッド（ＷＲ）を構成し、図３の第２ウォータロッド１３０はセルＦ４、Ｆ５、Ｇ４、およびＧ５によって示されている。
【００１７】
ノード１（底から０インチ（０ｃｍ）〜６インチ（１５．２ｃｍ）間のすべての燃料棒１００はこの位置において天然ウランの集積を有するので、図５のｘ−ｙマップ分布は、ノード１における所定のバンドルＢ全燃料棒の底部における全「天然」ブランケット層の形成を示す。燃料バンドルＢの底部におけるこの６インチ天然ブランケットは、指定の安全および／または運転限界の内で安全な原子炉運転を保証する助けになるために設けられる。図６〜９は、上記の（ｂ）〜（ｅ）に示す位置またはノードに対応するｘ−ｙマップ分布を示し、単に比較参照のために提供した。
【００１８】
図１０は、高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）（すなわち＞１３８インチ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの構成のｘ−ｙマップ分布（例えば２６８７３）であり、図１１は、高さ＝１４４インチ（３６５．８ｃｍ）（すなわち＞１４４インチ）〜１５０インチ（３８１ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの構成のｘ−ｙマップ分布（例えば２６８７４）である。ＢＷＲでは従来、別の全「天然」ブランケット層が、図１０および１１（ｘ−ｙマップ分布２６８７３および２６８７４）において反映されるように、１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１５０インチ（３８１ｃｍ）間の高さにおける所定のバンドルＢ内における燃料棒１００の頂部に設けられる。ノード２４および２５におけるこの１２インチ天然ブランケットもまた通常、指定の安全限界内での安全な原子炉運転を保証するために備えられる。
【００１９】
底部ノード１（６インチ（１５．２ｃｍ）天然ウラン）および頂部ノード（ノード２５（頂部）における６インチブランケットまたはノード２４および２５における１２インチブランケットのいずれも）における天然ブランケットの使用は、プラント設計者にとっては従来からの設計上の選択肢である。これらの天然ブランケットの使用により、炉心の頂部と底部からの中性子漏洩を減らすことによって、バンドル濃縮を全体的に減少させることが可能になる。しかしそれでも、頂部におけるより大きな１２インチブランケットは結果的に、効果的にはより短い燃料バンドルとなり、これは炉心の非周辺部分における熱的余裕を減少させ、したがって熱出力を低下させる可能性がある。
【００２０】
さらに、ＭＦＬＰＤ（制限出力密度の最大部分Maximum Fraction of Limiting Power Density）、ＭＡＰＲＡＴ（ＭＡＰＬＨＧＲ(最大平均平面線形発熱Maximum Average Planar Linear Heat Generation)の、その限界値に対する比）、ＭＦＬＣＰＲ（制限限界出力比の最大部分(Maximum Fraction of Limiting Critical Power Ratio)）、および反応度パラメータの限界（低温炉停止余裕（ＣＳＤＭ: cold shutdown margin）および高温過剰反応度（ＨＯＴＸ: hot excess reactivity））などの熱的パラメータの限界を満たすことができることに加えて、より大きな１２インチブランケットの使用は、最大臨界未満バンク引抜き位置（ＭＳＢＷＰ）として知られている反応度パラメータのための限界または条件を満たすことを困難にする可能性もある。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００２１】
本発明の実施形態は、最大臨界未満バンク引抜き位置（ＭＳＢＷＰ: maximum subcritical banked withdrawal position）の反応度限界を満たしながら、１つ以上の燃料棒バンドルに１つまたは燃料棒を包含する原子炉のエネルギー発生出力を向上するための方法を対象とする。
【課題を解決するための手段】
【００２２】
本発明の方法では、燃料バンドルの頂部での評価対象であるところの、格子の軸断面内にある個別燃料棒の濃縮度がランク付けされ、その格子の最高ランクの棒位置の燃料ピンは天然ウランピンに置き換えられる。次に炉心シミュレーションが実施され、ＭＳＢＷＰ反応度限界に対して何らかの余裕があるかどうかを決定する。より低いランクの候補燃料棒位置の各々について、ピンの置換え機能と炉心シミュレーション機能が、棒の位置がＭＳＢＷＰ反応度限界を越えなくなるまで繰り返され、この結果、燃料バンドル頂部についての所望の格子設計を達成する。
【００２３】
別の実施形態では、原子炉における燃料バンドルのための天然ウランブランケット層を決定する方法を対象とする。この方法は、バンドルの頂部６インチ（１５．２ｃｍ）の断面を表す軸方向位置における、バンドル内のすべての燃料棒位置における棒の濃縮度を評価することを含む。天然ウランの６インチ（１５．２ｃｍ）ブランケットは、燃料棒濃縮度しきい値を超える濃縮度を有する燃料棒位置に備えられる。その他、天然ウランの１２インチ（３０．５ｃｍ）ブランケットが、燃料棒濃縮度しきい値より低いか等しい濃縮度を有する燃料棒位置に備えられる。
【００２４】
さらに別の実施形態は、原子炉の燃料バンドルを対象とする。燃料バンドルは、その底部に６インチ（１５．２ｃｍ）天然ウランブランケット層を含む。そのバンドルは、燃料棒濃縮度しきい値を超える燃料棒濃縮度を備えたバンドル頂端部の軸断面における１つ以上の選択可能燃料棒位置は、その中に６インチ（１５．２ｃｍ）天然ウランブランケットを有する。燃料棒濃縮度しきい値より低いか等しい燃料棒濃縮度を有する軸断面における１つ以上の選択可能な燃料棒位置は、１２インチ（３０．５ｃｍ）天然ウランブランケットを中に有する。
【００２５】
本発明の実施形態は、添付の図面／図と共に行う詳細な説明からさらに明白に理解されよう。本明細書において提供される図面／図は単なる例証的な目的のためである。その他の変形も可能である。さらに、図面／図は例証的な目的のために提供されているので、一定縮尺で画かれていないかもしれない。さらに、さまざまな図面／図が、定義によって本発明を実施するために必要とされない任意選択の設備機器を示すこともある。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２６】
以下に詳細に説明しようとする一実施形態では、ＭＳＢＷＰ反応度限界を満たしながら、原子炉のエネルギー発生出力を向上する方法を説明する。
【００２７】
後述のあるで実施形態は、ＭＳＢＷＰ反応度限界／制約または安全条件を満たすような２３５Ｕを含む原子炉燃料バンドルの第２最頂部６インチ（１５．２ｃｍ）（例えば、高さ１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）の間）にある選択された燃料棒を識別して、または濃縮する方法を対象とする。その他の変形実施形態も、本発明の範囲内で可能である。例えば、２３５Ｕの代わりに、別の核分裂性燃料を適切なものとして使用することもできる。その他の変形実施形態も、当業者には認識されるように、本発明の範囲内にあるものとして企画される。
【００２８】
本発明の一態様は、ＭＳＢＷＰ反応度限界基準／安全度条件を満たし、さらにまた原子炉のエネルギー出力を向上させる新しい燃料バンドルの設計に関する。本発明のさまざまな態様を正しく認識するため、および各図に示すさまざまな格子設計を説明するために、図６を参照する。
【００２９】
図６は、高さが６インチ（１５．２ｃｍ）（すなわち＞６インチ）乃至５４インチ（１３７．２ｃｍ）にある或る位置における燃料棒バンドルの構成のｘ−ｙマップ分布（例えば２６８６９）である。これは、図４に示す、燃料棒１００における６インチ（１５．２ｃｍ）〜５４インチ（１３７．２ｃｍ）間のノードに対応する。図６において、この格子設計にある各々のセル（Ａ１からＪ１０まで）は、各関連セル位置において記述の特定重量パーセント値で示された量（重量パーセントで示す）の２３５Ｕを含む。したがって例えば、図６のセルＡ１は番号１．６０でマークされる。これは、高さが６インチ（１５．２ｃｍ）〜５４インチ（１３７．２ｃｍ）の間（図４におけるマップ分布の高さ即ち軸方向位置２６８６９と一致）では、燃料棒１００は１．６０（重量）％の２３５Ｕを含むことを意味する。言い換えれば、（図６の）ｘ−ｙマップ分布２６８６９を図４と共に読むことは、燃料棒１００において１．６０重量％の２３５Ｕがある位置を正確に示すことになる。
【００３０】
同様に、図６のセルＤ３を参照すると、２３５Ｕの量は４．４０重量％である。しかし図６のセルＤ４では、２つの数字が記されている。上の数字は存在する２３５Ｕの量（例えば４．９０重量％）を反映し、下の数字は存在するガドリニウムの量（例えば７．００重量％）を反映する。ガドリニウムは、中性子を吸収することによって核反応を減衰させる作用をする。したがって、ガドリニウムは、原子炉の局部的出力と全体的な反応度をサイクル照射線量の関数として制御する手段を提供する。しかし、ガドリニウムは運転時間と共に劣化すなわち「燃え尽きる」ことに留意しなければならない。
【００３１】
上に論述したように、図６〜１０（および後で論述することになる図１３〜１５）の各々は、１０×１０燃料棒集合体の新しいバンドル設計のための、ウランおよび／またはガドリニウム分布を図示する。そこには、さまざまに指定された軸方向（垂直）高さにおける径方向格子（例えばバンドルの一般的に均質の区画）が表示されている。図４および図５で注目されるように各格子は各燃料棒位置（例えばセルＡ１からＪ１０まで）の構成を示す２次元ｘ−ｙマップ分布である。注にあるように、「Ｖ」として指摘される位置は、燃料棒がその位置（すなわち、ハンドルの完全な高さまで達しない部分的な燃料棒の長さ）で、消えていることを示す。また、「Ｅ」として指摘される位置は、燃料棒が空である（すなわち、例えば核分裂生成ガスを収容するための空間が棒の中に残されている）ことを示す。先に注目したように、単一数字は、天然Ｕ（０．７１）または濃縮２３５Ｕ（＞０．７１濃度）に対応するが、単一セル中における２つの数字はそれぞれ、ウラン（上の数字）およびガドリニウム（下の数字）に対応する。
【００３２】
新しいバンドルを設計することは、その燃料バンドルの燃料棒内における濃縮ウランおよび／またはガドリニウムなどの燃焼可能ポイズンの、軸方向（垂直方向）および径方向（水平方向）の両方向における分布を決定することである。一般的なウラン分布は、軽水炉については天然（０．７１１重量％）から約５重量％までの範囲にわたる。濃縮が高いほど、核分裂速度と所定の燃料棒によって生成される動力は高くなる。
【００３３】
図１に示すようなＢＷＲでは、その他の期間が適していることもあるが、一般的に１年、１年半、または２年の期間だけ運転される。原子炉炉心は、１ショートトン・ウラン当りギガワット日で測定されるある一定のエネルギー量を発生するものとして設計される。１燃料サイクルが完了すると、反応性が最低の（および一般的に最も劣化した）燃料のほぼ１／４〜１／２が除去され、新しい燃料と取り替えられる。
【００３４】
露出した燃料バンドルの再配置も一般的に、燃料の保全性とプラントの安全性を保証する原子力規制委員会（ＮＣＲ）によって課された制約である熱限界および反応度限界を満足させながら、炉心のエネルギー生成を最大化（または改良）するための手段として実施される。炉心装荷の設計は、露出した燃料バンドルの配置ならびに新しいバンドルの設計と配置とを必然的に含む。さらに、制御ブレード操作計略（例えば、制御ブレード配置およびノッチ位置）、および最大線出力の関数としての炉心流量も、通常は設計の一部として決定される。
＜炉心シミュレーションプログラム＞
炉心装荷および制御ブレード操作計略設計の決定に加えて、所定の炉心装荷のためのすべての熱的パラメータおよび反応度パラメータが、一般的に、コードＴＧＢＬＡおよびコードＰＡＮＡＣＥＡなどのＮＲＣ認可のコンピュータコードを利用した原子炉シミュレーションを介して決定される。これらのＴＧＢＬＡおよびＰＡＮＡＣＥＡコードは当技術分野ではよく知られており、これらの全体が参照によって本明細書に組み込まれている。ＴＧＢＬＡコードおよび／またはＰＡＮＡＣＥＡコードの等価物を使用してもよい。
【００３５】
ＴＧＢＬＡは、所定のバンドル格子の挙動をモデル化するが、ＰＡＮＡＣＥＡは、炉心装荷パターン内の（個別の格子からなる）バンドルの挙動をモデル化する。原子炉シミュレーションもまた、最大線出力の関数としての制御ブレード操作および炉心流量計略の影響を評価することを必然的に含む。
＜熱的パラメータと限界＞
新しいバンドル内の濃縮ウランと、（原子炉による分裂反応を制御するという面から「ポイズン」として使用される）ガドリニウムとの分布は、最大線出力の関数として炉心内の熱的限界と反応度限界を満足するように設計される。熱的パラメータの例は、ＭＦＬＰＤ(Maximum Fraction of Limiting Power Density)（制限出力密度の最大部分）、ＭＡＰＲＡＴ（ＭＡＰＬＨＧＲ(Maximum Average Planar Linear Heat Generation)すなわち最大平均平面線形発熱をその限界に対して比較した比）、およびＭＦＬＣＰＲ（Maximum Fraction of Limiting Critical Power Ratio：制限限界出力密度の最大部分）である。反応度パラメータの例は、低温炉停止余裕（ＣＳＤＭ（cold shutdown margin））、高温過剰反応度（ＨＯＴＸ: hot excess reactivity）、および最大臨界未満バンク引抜き位置（ＭＳＢＷＰ:maximum subcritical banked withdrawal position）である。
【００３６】
ＭＦＬＰＤは、所定の高さの所定のバンドルにおける局部棒出力、すなわち線量出力密度（ＬＨＧＲ:linear heat generation rate）（すなわち単位長さ当りキロワット）の、限界値と比較したときの比の最大として定義してもよい。ＭＡＰＬＨＧＲは、所定の高さの所定のバンドルにおける平面にわたる最大平均ＬＨＧＲである。ＭＡＰＲＡＴは、ＭＡＰＬＨＧＲの限界値に対する比として理解される。
【００３７】
ＬＨＧＲ限界は、燃料被覆管の塑性ひずみ、燃料ペレットの中心線の溶融、およびペレットの膨張を超える被覆の張出しである剥離という現象から、燃料を保護する。これは主として、核分裂生成ガスの発生によるものである。剥離は、ペレットから被覆を通って冷却材に至る熱伝達を低下させる。
【００３８】
ＭＡＰＲＡＴ限界は、事故において仮定される冷却材損失中に燃料を保護し、ＭＦＬＰＤ限界は、正常運転中に燃料を保護する。ＭＦＬＣＰＲは、「液膜ドライアウト」現象から燃料を保護する。ＢＷＲの熱伝達において、燃料棒表面上の水の薄膜は、水が蒸気に変換されるので、燃料棒において発生する熱の適切な除去を保証する。核沸騰としても知られているこのメカニズムは、燃料棒における出力が上昇するにつれ継続し、遷移沸騰として知られるポイントまで続く。遷移沸騰中は、熱伝達は急速に低下し、薄膜が消失し、最終的には薄膜のドライアウトを引き起こし、この時点で、被覆管の表面温度は急速に上昇して、破損を引き起こす。
【００３９】
バンドルの限界出力とは、所定の燃料バンドルが液膜ドライアウトを起こす出力であり、実験的試験から決定される。限界出力比（ＣＰＲ）とは、限界出力の実際のバンドル出力に対する比である。ＭＦＬＣＰＲは単に、限界値に対する各バンドルＣＰＲの割合のあらゆるバンドルにわたる最大値である。
＜反応度パラメータと限界＞
ＣＳＤＭは、最も反応度の高い単一の制御ブレードを除いて、すべての制御ブレードが挿入された、低温状態にある原子炉について、限界に対する反応性reactivityの余裕として定義される。ＣＳＤＭは、サイクル中の各時間（照射）状態点について決定される。ＨＯＴＸは、サイクル中の各露出状態点における、すべてのブレードを除去した定格出力における高温状態の原子炉の炉心反応度として定義される。ＭＳＢＷＰは、すべての制御ブレードに適用された、炉心が最大線出力の関数として冷間状態で原子炉のための臨界未満状態に留まる、最大ノッチ位置として定義される。
＜ＭＳＢＷＰ反応度パラメータ＞
一般的に、ＭＳＢＷＰパラメータ条件または限界を満足するためno
業界の標準は、燃料棒高さが、例えば１４４（３６５．８ｃｍ）〜１５０インチ（３８１ｃｍ）（ノード２５）間、のみならず、１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）（ノード２４）間において、図１１のｘ−ｙマップ分布２６８７４を使用することとされてきた。実際、図１０を参照すると、ノード２４におけるｘ−ｙマップ分布は、高さが１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間にあるｘ−ｙマップ分布２６８７３がｘ−ｙマップ分布２６８７４に置き換えられるように、変更される。換言すれば、ｘ−ｙマップ分布２６８７４（図１１を参照）は、バンドルＢにおける各燃料棒１００の頂部１２インチ（３０．５ｃｍ）にまで延ばされている。このような構成が、ｘ−ｙマップ分布２６８６８と共に燃料棒高さ＝０インチ（０ｃｍ）〜６インチ（１５．２ｃｍ）間で使用されると（図５のノード１を参照）、天然ウランの「ブランケット」が、ｘ−ｙマップ分布２６８７４（図１１）に従って燃料棒１００の頂部１２インチ（３０．５ｃｍ）と共に、ｘ−ｙマップ分布２６８６８（図５）に従って燃料棒１００の底部６インチ（１５．２ｃｍ）にも形成される。これが行われることでＭＳＢＷＰ限界は満たされる一方で、ノード２４において（高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）から１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間に）において全天然ウランブランケットの使用を使用することは、ピーク出力をより高める（すなわち熱的余裕が低くなる）結果になり、燃料装荷に制約を加え、これは、サイクルエネルギー要求を満足するために追加の燃料バンドル設計変更を必要とするかもしれない。
【００４０】
一実施形態によれば、ＭＳＢＷＰ限界は、ＮＲＣ認可のコンピュータコードを利用する原子炉シミュレーションから決定される。この例では、この計算は、さまざまな最大線出力状態点において（例えば、０から約１６０００最大線出力ＭＷｄ／ＳＴまで、図２０を参照）、シミュレートされた低温炉停止状態（例えば６８°Ｆ（２０℃））の原子炉によって、同じノッチ位置に挿入されたすべての制御ブレードによってシミュレーションを実施することを必然的に含む。ノッチ位置は、全制御ブレード１３２の挿入（または引抜き）の一部分を示す離散値である。ＢＷＲでは、制御ブレード１３２は炉心の底部から挿入される。したがって例えば、ノッチ「０」は炉心への完全制御ブレード１３２挿入を示し、ノッチ「２４」は中途引抜きを示し、ノッチ「４８」は制御ブレード１３２を炉心の底部から完全に引き抜かれたものとして示す。これらは標準的なＧｅｎｅｒａｌ ＥｌｅｃｔｒｉｃのＢＷＲでは一般的である。ＡＢＢ社またはＧＥ社の改良型ＢＷＲ炉設計におけるような「０」〜「１００」などの、（連続制御ブレード動作を示す）その他のノッチ値も可能である。
【００４１】
ＭＳＢＷＰ限界を計算するための代表的なノッチ値は、（長さ１４４インチ（３６５．８ｃｍ）の制御棒ストロークの「０」〜「４８」の範囲のためには）「２」または「４」におけるノッチ位置となり、これはプラント運転のために必要な技術仕様の基本を形成する。所定の燃料サイクル設計のために、ＭＳＢＷＰノッチ値の有効性が、一連の原子炉シミュレーションを実施し、十分な反応度余裕が存在して低温炉停止条件における臨界未満（ＭＳＢＷＰ）を確証したことを確認することによって、確認されよう。
【００４２】
上に述べたように、ＢＷＲでは、制御ブレード１３２が原子炉の底部から挿入される。したがって、完全に挿入された制御ブレード１３２は、反応度の制御に関しては燃料棒１００の長さをバンドルＢの内部に完全に覆うブレードを表すことになる。（「０」〜「４８」の範囲にわたる）「２」のノッチ値のＭＳＢＷＰ計算は、すべての制御ブレード１３２を活動燃料の頂部の軸方向でわずか下方の位置に置くことになる。１５０インチ（３８１ｃｍ）長の燃料棒１００のためには、これは、頂部における６インチ（１５．２ｃｍ）の非制御燃料に対応する。「４」のＭＳＢＷＰノッチ値は頂部１２インチ（３０．５ｃｍ）の活動燃料の制御などを排除する。
【００４３】
従来の炉心設計は、燃料費を低減し（例えば濃縮費用または分離作業費の低減）、および／または中性子の経済性を向上する（例えば中性子漏洩を低減する）手段として、すべての燃料棒の燃料の頂部と底部における濃縮を低下させることであった。新しいバンドル内の頂部格子と底部格子とは、軸方向「ブランケット」と呼ばれ、天然（０．７１重量％）から２．０重量％までにわたる濃縮分布を有する。上述したように、ブランケットは一般的に、ＭＳＢＷＰ基準に応じて、底部において６インチ（１５．２ｃｍ）、頂部において６または１２インチ（３０．５ｃｍ）である。ＭＳＢＷＰ計算の定義から、頂部ブランケットの高さを増やすことは、結果的にＭＳＢＷＰ反応度余裕のＭＳＢＷＰ限界までの増加になるが、逆に望ましくないピーク出力分布（すなわち熱的余裕が少なくなる）と、追加の燃料装荷制限を引き起こすかもしれないことが理解される。一方、頂部ブランケットの高さを減少することは、結果的にＭＳＢＷＰ反応度余裕を減少させる（かまたは無くす）ことになる。
【００４４】
従来の技術は、ＭＳＢＷＰ反応度余裕（安全条件）要件を満たすために、頂部ブランケットの固定高さを指定している。この頂部ブランケットとは、マップ分布２６８６８（図５）、マップ分布２６８７４（図１１）、またはマップ分布７２０１７（図１２）などに示されたセルのような、ｘ−ｙマップ分布のすべてのセルにおいてすべて天然ウランからなる。しかし、燃料サイクルの設計は、燃料サイクル設計の開始前に（ＭＳＢＷＰを満たす）頂部ブランケットの固定長を指定することによっても、（設計自由度から見て）わずかに制約された態様で実施することもできる。頂部ブランケットの固定高さは、本来ＭＳＢＷＰが満たされることを確証するので、ＭＳＢＷＰの無視を可能にするからである。頂部ブランケットの長さを延長することは、積極的な設計制約としてのＭＳＢＷＰを効果的に除去することになり、炉心の設計者がＭＦＬＣＰＲ、ＭＦＬＰＤ、ＣＳＤＭ、および／またはＨＯＴＸなどの他の熱的および反応度パラメータに集中することを可能にする。このような事例では、ＭＳＢＷＰシミュレーションは、最終設計（例えば、ＭＦＬＣＰＲ、ＭＦＬＰＤ、ＣＳＤＭ、および／またはＨＯＴＸに関して）が設定されると、妥当性検査としてのみ実施されることになろう。しかし、ＭＳＢＷＰ反応度パラメータは設計分析で説明すべきであり、この代わりは望ましくない。
【００４５】
例えば、「２」または「４」のＭＳＢＷＰノッチ値が、所定の新しいバンドル設計のために１２インチ（３０．５ｃｍ）の天然ウランのブランケットを必要とするかもしれない。これらの相関は、所定のプラントの設計経歴および操業経験に基づいて到達されるものであろう。上記の例では、ウラン濃縮とガドリニウムの分布からなる新しい燃料バンドル設計は、１２インチ（３０．５ｃｍ）の頂部天然ウランブランケットの制約内で決定されよう。１２インチ（３０．５ｃｍ）の頂部天然ウランブランケットを指定することによって、ＭＳＢＷＰを満たすことはほとんど保証される。
【００４６】
本明細書に記載の代替手法は、（ｘ−ｙマップ分布全体にわたって）頂部ブランケットの高さを延ばすことによるのではなく、所定のバンドル内の一定数の燃料棒または燃料棒サブセットのみの中でブランケットを延ばすことによって、ＭＳＢＷＰ基準に取り組み、これを組み込むことである。
＜ＭＳＢＷＰのためのバンドル設計＞
提案された実施形態による手法は、設計のために（ノード２４または２５における）最小頂部軸方向ブランケットを想定することによって始まる。ほとんどの場合、これはノード２５における頂部軸方向ブランケットの６インチ（１５．２ｃｍ）に対応する。燃料サイクル設計は、照射された燃料の配置と新しい燃料の配置、（濃縮ウランとガドリニウムの分布から構成される）新しいバンドル設計、および制御ブレードと流れの運転経略の決定と共に進められよう。設計に関する制約は、ＭＦＬＣＰＲ、ＭＦＬＰＤ、およびＣＳＤＭなどの熱的および反応度パラメータに対する限界の各々から構成されようが、設計分析はＭＳＢＷＰに対する制約を含む。
【００４７】
ＭＳＢＷＰなしでの燃料サイクル設計実施の詳細は、当技術分野では知られており、手作業による設計法ならびに自動化された最適化技法から構成されてもよい。この基本的な形では、燃料サイクル設計過程は、１）設計変数一式を指定すること、２）シミュレーションを実施すること、３）シミュレーションからの熱的および反応度パラメータ出力を限界に関して評価すること、４）１つ以上の設計変数の変化を実施して１つ以上の制約違反に取り組むこと、および５）エネルギー生産を最大化（または改善）しながら、すべての限界を満たすまでシミュレーションおよび評価過程を繰り返すこと、を必然的に含む反復過程である。
【００４８】
経験から周知のように、あるいくつかの設計変数の変更は、ある一定の出力パラメータに影響する。変数の変化は局部化されるか、または全く全体的になることもある。例えば、新しいバンドルの特定の棒における濃縮度を増加させるは、棒における出力を局部的に増加し、したがってＭＦＬＰＤを増加させ、同時にＨＯＴＸを増加させる。別の例では、照射した燃料を周辺に向けて移動することは、たとえ炉心内部に向かって位置するすべてのバンドルの中の出力増加の費用においても、中性子の漏洩を減らすことになり、したがってエネルギー生産を増加させる。全体的変数変化を局部的変数変化と組み合わせることによって、設計者は最高の最適化度合いを達成することができ、熱的および反応度限界を満たすことができる。
【００４９】
ＭＳＢＷＰ基準なしで燃料サイクル設計を完了すると、シミュレーションが実施されて、ＭＳＢＷＰ計算のために存在する反応度余裕（またはその欠如）を決定する。シミュレーションに関しては、制御ブレード１３２が、ＭＳＢＷＰ技術仕様限界で挿入され、原子炉は冷間状態にある。サイクル中のいくつかの照射状態点がシミュレートされる。出力結果は、例えば全くＡＳＣＩＩテキストまたはグラフ表示であってもよい。
【００５０】
ＭＳＢＷＰ基準に合わせるために、設計変数の変更は、新しい燃料バンドル設計に関して、選択された個別の燃料棒の頂部軸方向ゾーンを（１４４インチ（３６５．８ｃｍ）〜１５０インチ（３８１ｃｍ）における）頂部ブランケット格子の直下の格子に向けて、すなわち１２インチ（３０．５ｃｍ）ブランケット位置に、下向きに延ばすことによって実施される。潜在的燃料棒変更の評価を下記のように進めてもよい。
【００５１】
先ず、候補棒変化のリストを、頂部ブランケット格子の直下の格子の中で、最低濃縮から最高値までの濃縮のランク付けに基づいて作る。例えば、図４の棒１００の軸方向図では、格子２６８７３（図１０のｘ−ｙマップ分布としても参照）を除去し、格子２６８７２（図９）を高さ１４４．０インチ（３６５．８ｃｍ）まで延ばす。図４および図９における格子２６８７３を参照すると、第１ランクの濃縮（最低から最高濃縮まで）は１．６重量％の上左隅のセル「Ａ−１」に対応し、第２および第３ランクの濃縮は、隅部セル「Ａ−２」および「Ｂ−１」に対応し、以下同様である。
【００５２】
棒の位置のランク付けリストが決定されると、次の機能を格子に関して実施することができる。すなわち、１）ランクリストに基づいて棒の位置を確認する、２）確認された位置でウラン濃縮およびガドリニウムを頂部ブランケット（例えば図１１のｘ−ｙマップ分布２６８７４）濃縮と取り替える、３）炉心シミュレーションを実施する、３）シミュレーションからＭＳＢＷＰ反応度余裕出力を評価する、４）ランク付けリストの次の要素に進み、ＭＳＢＷＰ基準がすべてのセル位置について満たされるまで、シミュレーションと評価の過程を繰り返す。
【００５３】
したがって上述のように、ある実施形態は、最小臨界未満バンク引抜き位置（ＭＳＢＷＰ）安全条件を満たしながら、１つ以上の燃料棒バンドルにおける１つ以上の燃料棒のエネルギー発生出力を向上させる方法を対象とする。この方法では、燃料バンドル頂部にあるバンドル格子の軸方向断面における個別の燃料棒位置での棒濃縮を、最低濃縮から最高濃縮までランク付けしてもよい。格子における最高ランクの棒位置の燃料ピンを、天然ウランピンと取り替えてもよく、ＭＳＢＷＰ反応度限界に余裕があるかどうかを判定するために、炉心シミュレーションを実施してもよい。
【００５４】
取替え機能および実施機能を、燃料バンドル頂部のための所望の格子設計を達成するように、棒の位置がＭＳＢＷＰ反応度限界を違反しなくなるまで、低ランクの各候補棒位置について繰り返してもよい。次いで、所望の格子設計によって形成された（１つ以上の）燃料バンドルをその頂部に有する炉心を、来るべき運転のために装荷してもよい。
【００５５】
ある実施例では、燃料バンドルは、燃料バンドルの頂部インチ部において６インチ（１５．２ｃｍ）の天然ウランブランケット格子を含み、評価される燃料バンドル格子の軸方向断面は、頂部６インチ（１５．２ｃｍ）の直下のバンドルの６インチ（１５．２ｃｍ）格子セグメント断面である。上述のような実施例では、評価される格子は、燃料バンドルの底部から１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間にあり、すなわち２４番ノードである。
上記の組織的なランク付け、取替え、および評価の方法論を、ある一定の格子設計に適用し（図１２〜１５を参照）、ＭＳＢＷＰ限界ならびに燃料サイクル設計のためのその他の熱的限界と反応度限界に対する格子設計の効果を決定した。図１３〜１５は、図１２の従来の完全天然ウランブランケット格子設計に対する比較のための、ノード２４位置における３つの異なる格子設計を示す。図１２は、高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）（または＞１３８インチ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの格子断面のｘ−ｙマップ分布（例えば７２０１７）であり、この軸方向位置（ノード２４）における燃料バンドルのすべての棒は濃度０．７１％の天然ウランを有する。図１２〜１５における燃料バンドル格子のすべては、２４番ノード（棒の軸方向位置では１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間）を除いて、同じ燃料棒設計を有する。
【００５６】
代替格子設計では、図１３は、高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）（または＞１３８インチ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの格子断面のｘ−ｙマップ分布（例えば７００１７）であり、ノード２４におけるバンドルの３３％は天然ウランであり、残りは濃縮ウランである。図１４は、高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）（または＞１３８インチ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの格子断面のｘ−ｙマップ分布（例えば７３０１７）であり、このノード２４におけるバンドルの２４％は天然ウランであり、残りは濃縮ウランである。図１５は、高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）（または＞１３８インチ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの格子断面の他のｘ−ｙマップ分布（例えば７５０１７）であり、この位置におけるバンドルの０％は天然ウランであり、これは完全濃縮ウランノードである。格子設計のシミュレーションから集めたデータによってわかるように、図１３〜１５の格子設計は、図１２の従来の完全ブランケットの場合と比較して、考えられるさまざまな熱的パラメータおよび反応度パラメータに良好な影響を有する。
【００５７】
図１６は、図１２〜１５に示す４つの燃料バンドル格子設計に関する高温過剰反応度のグラフである。図１６は、図１２〜１５におけるノード２４（１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ））において示す４つの異なる燃料バンドル格子設計の、ショートトン当りメガワット日（ＭＷｄ／ＳＴ）で表す最大線出力に対するΔＫ（炉心平均高温過剰の変化、すなわちＨＯＴＸ）のプロットを示す。０．００１のΔＫの変化は、１００ＭＷｄ／ＳＴの変化に対応する。使用されたシミュレーションは、核断面を発生させるためのＴＧＢＬＡコードに基づいて行われ、ＰＡＮＡＣＥＡ炉心シミュレーションソフトウェアが使用された。
【００５８】
図１６における曲線をプロットするために使用されたデータは、ノッチ「２」（１４４インチ（３６５．８ｃｍ））と「４」（１３８インチ（３５０．５ｃｍ））の間にある制御ブレード１３２に対応する。したがって、高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間に置かれたときの、図１２（Ｖ（空）で指定する棒とウォータロッド以外はノード２４において７８本の燃料棒が天然（２３５Ｕ０．７１重量％））、図１３（Ｖ（空）で指定する棒とウォータロッド以外はノード２４において２６本の燃料棒が天然、その他はすべて濃縮）、図１４（Ｖ（空）で指定する棒とウォータロッド以外はノード２４において１９本の燃料棒が天然、その他はすべて濃縮）、および図１５（天然の棒はなく、これは完全に濃縮バンドル（２３５Ｕ ０．７１重量％））に対応するΔＨＯＴＸ曲線が示されている。
【００５９】
サイクルエネルギーに対する影響を、図１２〜１５におけるさまざまな格子のＨＯＴＸの変化を比較することによって理解することができる。図１６に示すように、０．０３ΔＫより大きなＨＯＴＸの増加は、図１２の完全ブランケット延長部に関して、図１３〜１５の代替格子設計によって可能であり、これは選択されたバンドル設計のための数週間の追加エネルギーとして解釈してもよい。
【００６０】
図１７は、図１２〜１５に示す４つの燃料バンドルの低温炉停止余裕（ＣＳＤＭ）のグラフである。図１７は、図１２〜１５に示す４つの異なる燃料バンドル（例えば、７２０１７；７００１７；７３０１７；および７５０１７）の、ノード２４に対応する高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）、すなわちノッチ「２」（１４４インチ（３６５．８ｃｍ））とノッチ「４」（１３８インチ（３５０．５ｃｍ））の間に置かれたときの、ショートトン当りメガワット日（ＭＷｄ／ＳＴ）で表す最大線出力に対するΔＫのプロットである。使用されたシミュレーションは、核断面を発生させるためのＴＧＢＬＡコードに基づいて行われ、ＰＡＮＡＣＥＡ炉心シミュレーションソフトウェアが使用された。
【００６１】
図１７から理解できるように、図１３〜１５のさまざまな格子のノード２４における部分的濃縮または完全濃縮バンドル断面を使用することの、ＣＳＤＭに対する影響は、図１２のノード２４における現在の場合の格子設計と比較してわずかである。ＣＳＤＭの変化は、（図１５のｘ−ｙマップ分布について）サイクル全体にわたって＋／−０．００２ΔＫの最悪の場合の変化を示す。これはＣＳＤＭの対する最小の影響を表す。
【００６２】
図１８は、図１２〜１５に示す４つの燃料バンドル格子設計のためのＭＦＬＣＰＲの炉心装荷に対する影響のグラフである。図１８は、図１２〜１５に示す４つの異なる燃料バンドル（例えば、７２０１７；７００１７；７３０１７；および７５０１７）の、ノッチ「２」（１４４インチ（３６５．８ｃｍ））とノッチ「４」（１３８インチ（３５０．５ｃｍ））に対応する高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間に置かれたときの、ＭＷｄ／ＳＴで表す最大線出力に対するΔＭＦＬＣＰＲ（制限限界出力比の最大部分の変化）のプロットである。使用されたシミュレーションは、核断面を発生させるためのＴＧＢＬＡコードに基づいて行われ、ＰＡＮＡＣＥＡ炉心シミュレーションソフトウェアが使用された。図１８は実際に、図１２に示すノード２４における従来の格子設計と比較して、熱的パラメータＭＦＬＣＰＲに利用可能な余裕に関する改良を示す。図１８は、図１３〜１５における格子設計のサイクルの端部において０．００７〜０．０１５の追加余裕を示す。
【００６３】
図１９は、図１２〜１５に示す４つの燃料バンドルの炉心装荷に対するＭＦＬＰＤの影響のグラフである。図１９は、図１２〜１５に示す４つの燃料バンドル格子設計（例えば、７２０１７；７００１７；７３０１７；および７５０１７）のための、ノッチ「２」（１４４インチ（３６５．８ｃｍ））とノッチ「４」（１３８インチ（３５０．５ｃｍ））に対応する高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間に置かれたときの、ＭＷｄ／ＳＴで表す最大線出力に対するΔＭＦＬＰＤ（制限出力密度の最大部分の変化）のプロットである。シミュレーションは、核断面を発生させるためのＴＧＢＬＡコードに基づいて行われ、ＰＡＮＡＣＥＡ炉心シミュレーションソフトウェアが使用された。
【００６４】
図１９もまた、図１２に示すように、２４番ノードにおける従来の格子設計と比較して、図１３〜１５における格子設計のための熱的パラメータＭＦＬＣＰＲに利用可能な余裕に関する改良を示す。図１９は、図１３〜１５における格子設計のサイクルの端部において約０．０１８〜０．０２９間の追加余裕を示す。
【００６５】
図２０は、図１２〜１５に示す４つの燃料バンドル格子設計のＭＳＢＷＰに対する影響のグラフである。図２０は、図１２〜１５のノード２４における４つの燃料バンドル格子設計（例えば、７２０１７；７００１７；７３０１７；および７５０１７）のための、ノッチ「２」（１４４インチ（３６５．８ｃｍ））とノッチ「４」（１３８インチ（３５０．５ｃｍ））に対応する高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間に置かれたときの、ＭＷｄ／ＳＴで表す最大線出力に対するΔＫ（最大臨界未満バンク引抜き位置（ＭＳＢＷＰ）の変化）のプロットである。シミュレーションは、核断面を発生させるためのＴＧＢＬＡコードに基づいて行われ、ＰＡＮＡＣＥＡ炉心シミュレーションソフトウェアが使用された。
【００６６】
ＭＳＢＷＰに対する影響を、図２０において、例示的設計過程のさまざまな段階について容易に理解することができる。図２０では、図１３〜１５における格子の比較を、図１２の格子設計において示されているように、全ブランケット延長部に対して行った。必要なＭＳＢＷＰ反応度余裕のために、例えば、全ブランケット延長部に関して−０．０３２５のΔＫに設定すると（図２０におけるＭＳＢＷＰを標示する点線を参照）、ノード２４および２５において延長１２インチ（３０．５ｃｍ）ブランケットを有するすべての燃料棒に対して、延長ブランケット（１２インチ（３０．５ｃｍ）ブランケット）を有する炉心の頂部（１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１５０インチ（３８１ｃｍ）間）において所定の格子設計のサブセットの燃料棒のみによって、ＭＳＢＷＰを満足する多くの可能な設計が存在する。
【００６７】
例えば、ΔＫをＭＳＢＷＰのために−０．０３２５に、２３５Ｕの濃縮度を２４番ノード（高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ））に設定すると、ＭＳＢＷＰ安全条件は、図２０によって示すように、ｘ−ｙマップ分布７００１７（図１３）、７３０１７（図１４）によってサイクル全体について、また全濃縮度マップ分布（図１５）については約１２０００サイクルまで満たされる。図１６〜１９の他のシミュレーションにおけるように、制御ブレード１３２はノッチ＝２（（１つ以上の）燃料棒の頂部６インチ（１５．２ｃｍ）を除くすべて）まで挿入される。換言すれば、１３８インチ（３５０．５ｃｍ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間の頂部ブランケットの変化（例えば、図１２のｘ−ｙマップ分布７２０１７に示されるすべての天然ウランブランケットより高い濃縮度）を使用して、なおＭＳＢＷＰ条件を満たしながらエネルギー出力を向上させることもできる。
【００６８】
ＭＳＢＷＰ基準を満たすと、第２〜頂部格子（ノード２４および２５）の濃縮度分布内の多くの変化が行われ、確認されよう。従来の技術とは反対に、この変化数は、格子内のすべての燃料棒の大規模な変化（すなわち、頂部ブランケットの完全な下向き延長）に対して、ブランケット格子内の燃料棒の小さなサブセットに対応する。
＜天然ウランブランケットの決定−バンドルの頂端部＞
上記に照らして、棒の位置ごとにバンドルの頂端部にブランケットを決定することが可能である。ある実施例では、これを、２４番および／または２５番ノードにおける棒濃縮度をあるしきい値の棒濃縮度値と比較することによって行ってもよい。ある実施例では、この濃縮は天然ウランの濃縮度（０．７１）と同じでもよい。一実施例として、バンドルの頂部６インチ（１５．２ｃｍ）の断面を表す軸方向位置におけるバンドルにおけるすべての燃料棒位置での棒濃縮度を、棒濃縮濃度しきい値に対して評価してもよい。棒濃縮濃度しきい値を超える濃縮度を有する棒位置のために、天然ウランの６インチ（１５．２ｃｍ）ブランケットを備えてもよい。棒濃縮濃度しきい値未満または同じ濃縮度を有するこれらの棒位置は、その中に天然ウランの１２インチ（３０．５ｃｍ）セグメント、すなわち１２インチ（３０．５ｃｍ）ブランケットを有することになろう。
【００６９】
低濃縮度燃料棒の大部分は制御ブレード１３２の近くに密集するので、このような変化は結果的に熱的余裕、露出能力、およびＨＯＴＸ結果の比較的小さな変化となり、潜在的にＭＡＢＷＰ限界のための計算結果に大きな影響を有する。
【００７０】
続いて、実施形態はさらに、その頂端部に可変天然ウランブランケットを有するように形成された原子炉の燃料バンドルを提供する。燃料バンドルは、バンドルの頂端部に６インチ（１５．２ｃｍ）天然ウランブランケットを含んでもよい。棒濃縮度のしきい値を超える燃料棒濃縮度を有するバンドルの頂端部における軸方向断面での選択可能な棒位置は、その中に６インチ（１５．２ｃｍ）天然ウランブランケットを備えている。棒濃縮度のしきい値未満もしくはこれと等しい燃料棒濃縮度を有するバンドルの頂端部における軸方向断面での選択可能な棒位置は、その中に１２インチ（３０．５ｃｍ）天然ウランブランケットを備えてもよい。上に論述したように、各棒位置は、ＭＳＢＷＰ反応度限界をそのための受入れ可能な余裕内で満たすように評価される。
【００７１】
次の追加の実施形態もまた、安全条件を満たしながら、１つ以上の燃料棒バンドルの中に１つ以上の燃料棒を含む原子炉のエネルギー発生出力を向上させる方法のために提供され、この方法を対象とする。この例の方法は、（ａ）燃料棒と燃料棒バンドルの選択された軸方向（垂直）領域および選択された径方向（水平）領域において、核分裂性物質による、１つ以上の燃料棒バンドルの中の１つ以上の燃料棒における濃縮度の変化をシミュレートすること、および（ｂ）安全条件が満たされるかどうかを計算することを含むことができる。ステップ（ａ）および（ｂ）を、安全条件をなお満たす、１つ以上の燃料棒バンドルの中の１つ以上の燃料棒における核分裂性物質の最高濃縮度レベル（または実質的に最高の濃縮度レベル）が確認されるまで、繰り返すことができる。したがって、安全条件を満たす最高濃縮度レベル（または実質的に最高の濃縮度レベル）の指示を、ユーザーまたは設計者に出すことができる。
【００７２】
上記の追加実施形態では、核分裂性物質は２３５Ｕまたはその等価物であってもよい。また安全条件はＭＳＢＷＰ安全条件であってもよい。選択された軸方向領域は、１つ以上の燃料棒バンドルの中の１つ以上の燃料棒の約０インチ〜１５０インチ（０〜３８１ｃｍ）間にあってもよい。他の適切な軸方向領域は、１つ以上の燃料棒の底から測って０〜６インチ（０〜１５．２ｃｍ）間、１３８〜１４４インチ（３５０．５〜３６５．８ｃｍ）間、および／または１４４〜１５０インチ（３６５．８〜３８１ｃｍ）間にあってもよい。別の実施形態によれば、上記の方法はまた、１つ以上の燃料棒バンドルの中の１つ以上の燃料棒を、天然を超えて（例えば、２３５Ｕ約０．７１重量％を超えて）、最高、または安全条件（例えば、ＭＳＢＷＰ安全条件）を満たすステップ（ｃ）で確認された実質的に最高の濃縮度レベルまで、および／またはこれを含めて濃縮させるステップ（ｅ）を含んでもよい。
【００７３】
こうして例示的実施形態を説明したが、これを多くの方式で変えることもできることは明らかである。このような変形は例示的実施形態から逸脱するものとは見なされず、当業者には明白であろうこのようなすべての変形は、添付の請求の範囲の中に含まれるものとする。
【図面の簡単な説明】
【００７４】
【図１】従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の概略図である。
【図２】原子炉容器の炉心における燃料バンドルを示す図である。
【図３】制御ブレードの一象限に位置する燃料バンドルにおける１０×１０配列の燃料棒とウォータロッドのｘ−ｙマップ分布である。
【図４】燃料棒のさまざまな軸方向区画を示す図である。
【図５】高さ＝０インチ（０ｃｍ）〜６インチ（１５．２ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの構成のｘ−ｙマップ分布（例えば２６８６８）である。
【図６】高さ＝６インチ（１５．２ｃｍ）（すなわち＞６インチ）〜５４インチ（１３７．２ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの構成のｘ−ｙマップ分布（例えば２６８６９）である。
【図７】高さ＝５４インチ（１３７．２ｃｍ）（すなわち＞５４インチ）〜８４インチ（２１３．４ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの構成のｘ−ｙマップ分布（例えば２６８７０）である。
【図８】高さ＝８４インチ（２１３．４ｃｍ）（すなわち＞８４インチ）〜９６インチ（２４３．８ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの構成のｘ−ｙマップ分布（例えば２６８７１）である。
【図９】高さ＝９６インチ（２４３．８ｃｍ）（すなわち＞９６インチ）〜１３８インチ（３５０．５ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの構成のｘ−ｙマップ分布（例えば２６８７２）である。
【図１０】高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）（すなわち＞１３８インチ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの構成のｘ−ｙマップ分布（例えば２６８７３）である。
【図１１】高さ＝１４４インチ（３６５．８ｃｍ）（すなわち１４４インチ）〜１５０インチ（３８１ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの構成のｘ−ｙマップ分布（例えば２６８７４）である。
【図１２】高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）（すなわち＞１３８インチ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの格子断面の、この軸方向位置（ノード２４）における燃料バンドルのすべてのロッドが０．７１の天然ウラン濃度を有する、ｘ−ｙマップ分布（例えば７２０１７）である。
【図１３】高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）（すなわち＞１３８インチ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの格子断面の、このノード２４におけるバンドルの３３％が天然ウランであり、残りは濃縮ウランである、ｘ−ｙマップ分布（例えば７００１７）である。
【図１４】高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）（すなわち＞１３８インチ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの格子断面の、このノード２４におけるバンドルの２４％が天然ウランであり、残りは濃縮ウランである、ｘ−ｙマップ分布（例えば７３０１７）である。
【図１５】高さ＝１３８インチ（３５０．５ｃｍ）（すなわち＞１３８インチ）〜１４４インチ（３６５．８ｃｍ）間の位置における燃料棒バンドルの格子断面の、この位置におけるバンドルの０％が天然ウランであり、すなわち全部が濃縮ウランノードである、ｘ−ｙマップ分布（例えば７５０１７）である。
【図１６】図１２〜１５に示す４個の燃料バンドル格子設計の高温過剰反応度のグラフである。
【図１７】図１２〜１５に示す４個の燃料バンドル格子設計のための低温停止余裕（ＣＳＤＭ）のグラフである。
【図１８】図１２〜１５に示す４個の燃料バンドル格子設計のための炉心装荷に対するＭＦＬＣＰＲの影響のグラフである。
【図１９】図１２〜１５に示す４個の燃料バンドル格子設計のための炉心装荷に対するＭＦＬＰＤの影響のグラフである。
【図２０】図１２〜１５に示す４個の燃料バンドル格子設計のためのＭＳＢＷＰに対する影響のグラフである。
【符号の説明】
【００７５】
Ｂ 燃料バンドル
Ｃ 外部チャンネル
Ｓ スペーサ
Ｌ 下部タイプレート
Ｕ 上部プレート
１００ 燃料棒
１１０ ポンプ
１１２ 原子炉容器
１１４ 原子炉格納容器
１１６ 燃料棒
１１８ タービン
１２０ 発電機
１２２ 復水器
１３０ ウォータロッド
１３２ 制御ブレード
【特許請求の範囲】
【請求項１】
１つ以上の燃料棒バンドル中に１つ以上の燃料棒を含む原子炉のエネルギー発生出力を、最大臨界未満バンク引抜き位置（ＭＳＢＷＰ）反応度限界を満たしながら、向上させるエネルギー発生出力改善方法であって、
燃料バンドルの頂部において評価される格子の軸方向断面における個別の燃料棒の濃縮度をランク付けするランク付け工程と、
前記格子における最高にランク付けされた棒位置の燃料ピンを、天然ウランピンと取り替える取り換え工程と、
ＭＳＢＷＰ反応度限界に余裕があるかどうかを決定するための炉心シミュレーションを実施するシミュレーション実施工程と、
前記燃料バンドルの頂部のための所望の格子設計を達成するように、低くランク付けされた各候補棒位置について、どの棒位置もＭＳＢＷＰ反応度限界に違反しなくなるまで、前記取替えおよびシミュレーション実施とを繰り返す工程とを含むことを特徴とするエネルギー発生出力改善方法。
【請求項２】
頂端部に前記所望の格子設計によって構成された燃料バンドルを有する原子炉炉心を運転する工程を更に含むことを特徴とする請求項１記載の改善方法。
【請求項３】
前記燃料バンドルが、その頂部に６インチ（１５．２ｃｍ）天然ウランブランケット格子を含み、評価される前記燃料バンドルの軸方向断面が前記６インチ（１５．２ｃｍ）ブランケットの直下の６インチ（１５．２ｃｍ）格子であることを特徴とする請求項１記載の改善方法。
【請求項４】
評価される前記格子が、燃料バンドルの底部から１３８〜１４４インチ（３５０．５〜３６５．８ｃｍ）間にあることを特徴とする請求項１記載の改善方法。
【請求項５】
前記ランク付け工程は、最低濃縮度から最高濃縮度までの順序で格子内の棒位置をランク付けする工程を含む請求項１記載の改善方法。
【請求項６】
原子炉の燃料バンドルについて天然ウランブランケット層を決定する方法であって、
前記バンドルの頂部６インチ（１５．２ｃｍ）の断面を表す１つの軸方向位置において、前記バンドル内の全ての燃料棒位置における棒濃縮度を評価する工程と、
棒濃縮濃度しきい値を超える濃縮度を有する棒位置については、天然ウランの６インチ（１５．２ｃｍ）ブランケットを設け、あるいは、棒濃縮濃度しきい値以下の濃縮度を有する棒位置については、天然ウランの１２インチ（３０．５ｃｍ）ブランケットを設ける工程とを含むことを特徴とする決定方法。
【請求項７】
底端部に６インチ（１５．２ｃｍ）の天然ウランブランケット層を含む、原子炉の燃料バンドルであって、
棒濃縮度しきい値を超える燃料棒濃縮度を有するバンドルの頂端部における軸方向断面での選択可能な棒位置は、その中に６インチ（１５．２ｃｍ）天然ウランブランケット層を有し、棒濃縮度しきい値以下の燃料棒濃縮度を有するバンドルの頂端部における軸方向断面での選択可能な棒位置は、その中に１２インチ（３０．５ｃｍ）天然ウランブランケット層を有することを特徴とする燃料バンドル。
【請求項８】
核棒位置が、ＭＳＢＷＰ反応度限界をこれに対する容認可能な余裕内で満たす請求項７記載の燃料バンドル。
【請求項１】
１つ以上の燃料棒バンドル中に１つ以上の燃料棒を含む原子炉のエネルギー発生出力を、最大臨界未満バンク引抜き位置（ＭＳＢＷＰ）反応度限界を満たしながら、向上させるエネルギー発生出力改善方法であって、
燃料バンドルの頂部において評価される格子の軸方向断面における個別の燃料棒の濃縮度をランク付けするランク付け工程と、
前記格子における最高にランク付けされた棒位置の燃料ピンを、天然ウランピンと取り替える取り換え工程と、
ＭＳＢＷＰ反応度限界に余裕があるかどうかを決定するための炉心シミュレーションを実施するシミュレーション実施工程と、
前記燃料バンドルの頂部のための所望の格子設計を達成するように、低くランク付けされた各候補棒位置について、どの棒位置もＭＳＢＷＰ反応度限界に違反しなくなるまで、前記取替えおよびシミュレーション実施とを繰り返す工程とを含むことを特徴とするエネルギー発生出力改善方法。
【請求項２】
頂端部に前記所望の格子設計によって構成された燃料バンドルを有する原子炉炉心を運転する工程を更に含むことを特徴とする請求項１記載の改善方法。
【請求項３】
前記燃料バンドルが、その頂部に６インチ（１５．２ｃｍ）天然ウランブランケット格子を含み、評価される前記燃料バンドルの軸方向断面が前記６インチ（１５．２ｃｍ）ブランケットの直下の６インチ（１５．２ｃｍ）格子であることを特徴とする請求項１記載の改善方法。
【請求項４】
評価される前記格子が、燃料バンドルの底部から１３８〜１４４インチ（３５０．５〜３６５．８ｃｍ）間にあることを特徴とする請求項１記載の改善方法。
【請求項５】
前記ランク付け工程は、最低濃縮度から最高濃縮度までの順序で格子内の棒位置をランク付けする工程を含む請求項１記載の改善方法。
【請求項６】
原子炉の燃料バンドルについて天然ウランブランケット層を決定する方法であって、
前記バンドルの頂部６インチ（１５．２ｃｍ）の断面を表す１つの軸方向位置において、前記バンドル内の全ての燃料棒位置における棒濃縮度を評価する工程と、
棒濃縮濃度しきい値を超える濃縮度を有する棒位置については、天然ウランの６インチ（１５．２ｃｍ）ブランケットを設け、あるいは、棒濃縮濃度しきい値以下の濃縮度を有する棒位置については、天然ウランの１２インチ（３０．５ｃｍ）ブランケットを設ける工程とを含むことを特徴とする決定方法。
【請求項７】
底端部に６インチ（１５．２ｃｍ）の天然ウランブランケット層を含む、原子炉の燃料バンドルであって、
棒濃縮度しきい値を超える燃料棒濃縮度を有するバンドルの頂端部における軸方向断面での選択可能な棒位置は、その中に６インチ（１５．２ｃｍ）天然ウランブランケット層を有し、棒濃縮度しきい値以下の燃料棒濃縮度を有するバンドルの頂端部における軸方向断面での選択可能な棒位置は、その中に１２インチ（３０．５ｃｍ）天然ウランブランケット層を有することを特徴とする燃料バンドル。
【請求項８】
核棒位置が、ＭＳＢＷＰ反応度限界をこれに対する容認可能な余裕内で満たす請求項７記載の燃料バンドル。
【図１】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【図７】
【図８】
【図９】
【図１０】
【図１１】
【図１２】
【図１３】
【図１４】
【図１５】
【図１６】
【図１７】
【図１８】
【図１９】
【図２０】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【図７】
【図８】
【図９】
【図１０】
【図１１】
【図１２】
【図１３】
【図１４】
【図１５】
【図１６】
【図１７】
【図１８】
【図１９】
【図２０】
【公開番号】特開２００８−１１６４４７（Ｐ２００８−１１６４４７Ａ）
【公開日】平成２０年５月２２日（２００８．５．２２）
【国際特許分類】
【出願番号】特願２００７−２７４５５９（Ｐ２００７−２７４５５９）
【出願日】平成１９年１０月２３日（２００７．１０．２３）
【出願人】（３０１０６８３１０）グローバル・ニュークリア・フュエル・アメリカズ・エルエルシー (56)
【Ｆターム（参考）】
【公開日】平成２０年５月２２日（２００８．５．２２）
【国際特許分類】
【出願日】平成１９年１０月２３日（２００７．１０．２３）
【出願人】（３０１０６８３１０）グローバル・ニュークリア・フュエル・アメリカズ・エルエルシー (56)
【Ｆターム（参考）】
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