原子炉の初装荷炉心
【課題】制御棒操作を簡略化できる原子炉の初装荷炉心を提供する。
【解決手段】原子炉の炉心３（初装荷炉心）では、４体の燃料集合体４が配置可能な横断面積を占有する、横断面が正方形の領域である複数の水領域６が形成される。これらの水領域６内には燃料集合体４が装荷されていない。炉心３内で各燃料集合体４は、燃料支持金具によって支持される。炉心３の中央部３ａに配置される第１燃料支持金具に形成された冷却水供給通路に設けられた第１オリフィスの圧力損失は、炉心３の周辺部３ｂに配置される第２燃料支持金具に形成された冷却水供給通路に設けられた第２オリフィスのそれよりも大きくなっている。各水領域６は、炉心３の中央部３ａに配置された第１燃料支持金具の真上に形成される。第１サイクルでは、水領域６の作用によって燃料集合体４の中性子無限増倍率が低減され、余剰反応度が制御される。
【解決手段】原子炉の炉心３（初装荷炉心）では、４体の燃料集合体４が配置可能な横断面積を占有する、横断面が正方形の領域である複数の水領域６が形成される。これらの水領域６内には燃料集合体４が装荷されていない。炉心３内で各燃料集合体４は、燃料支持金具によって支持される。炉心３の中央部３ａに配置される第１燃料支持金具に形成された冷却水供給通路に設けられた第１オリフィスの圧力損失は、炉心３の周辺部３ｂに配置される第２燃料支持金具に形成された冷却水供給通路に設けられた第２オリフィスのそれよりも大きくなっている。各水領域６は、炉心３の中央部３ａに配置された第１燃料支持金具の真上に形成される。第１サイクルでは、水領域６の作用によって燃料集合体４の中性子無限増倍率が低減され、余剰反応度が制御される。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉の初装荷炉心に係り、特に、沸騰水型原子炉に適用するのに好適な原子炉の初装荷炉心に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉は、複数の燃料集合体を原子炉圧力容器内に設けられた炉心に装荷している。これらの燃料集合体は、ウランを含む核燃料物質で製造された複数の燃料ペレットを充填した複数の燃料棒、これらの燃料棒の下端を支持する下部タイプレート、核燃料棒の上端部を保持する上部タイプレート、及び上部タイプレートに取り付けられて下部タイプレートに向かって伸びる、正方形の角筒であるチャンネルボックスを有している。複数の燃料棒は、相互の間隔を所定幅に保持する燃料スペーサによって束ねられてチャンネルボックス内に配置される。
【０００３】
新設の沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内に設けられた炉心は初装荷炉心と呼ばれ、この初装荷炉心に装荷された全ての燃料集合体は、燃焼度が０ＧＷｄ／ｔの新燃料集合体である。この初装荷炉心を有する沸騰水型原子炉では、第１サイクルの運転が終了した後、初装荷炉心内の一部の燃料集合体が取り出され、新燃料集合体と交換される。第１サイクルの運転が終了した後に炉心から取り出される複数の燃料集合体は、初装荷炉心に装荷される時点において、初装荷炉心に装荷される全燃料集合体の平均濃縮度よりも低い濃縮度を有している。
【０００４】
初装荷炉心を有する沸騰水型原子炉も１つの運転サイクル（例えば、１年間）に亘って燃料集合体を補給することなしに運転し続けねばならないので、その初装荷炉心は臨界を維持するために必要な量よりも多い核分裂性物質を含んでいる。このため、初装荷炉心は余剰反応度を保有することになり、この余剰反応度を制御するために、沸騰水型原子炉は複数の制御棒を有しており、さらに、初装荷炉心に装荷された燃料集合体に含まれる核燃料棒内の核燃料物質に可燃性毒物を混入している。
【０００５】
このような初装荷炉心の一例が特開２００８−１４５３５９号公報に記載されている。特開２００８−１４５３５９号公報に記載された初装荷炉心では、周辺部に配置された複数の燃料集合体の核分裂物質の量が、周辺部よりも内側の領域に配置された燃料集合体のそれよりも多くなっている。周辺部よりも内側の領域において、平均濃縮度が低い４体の燃料集合体を有する複数のコントロールセルが配置され、原子炉出力調整用の制御棒がコントロールセルを構成する４体の燃料集合体の間に挿入される。
【０００６】
特許第２５５０３８１号公報にも初装荷炉心が記載されている。この初装荷炉心は、第１サイクルにおいて周辺部に燃料集合体を配置せず、第２サイクルにおいてその周辺部に複数の燃料集合体を配置する。このように、第１サイクルにおいて初装荷炉心の周辺部に燃料集合体を配置しないので、第１サイクル終了後に炉心から取り出される使用済燃料集合体の体数を低減することができ、初装荷燃料の燃料サイクルコストを低減することができる。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００７】
【特許文献１】特開２００８−１４５３５９号公報
【特許文献２】特許第２５５０３８１号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
特開２００８−１４５３５９号公報に記載された初装荷炉心では、周辺部に装荷される複数の燃料集合体での核分裂性物質の量を多くし、炉心の平均濃縮度を高めている。初装荷炉心の炉心平均濃縮度を高めると炉心の余剰反応度大きくなるために、可燃性毒物添加量及び制御棒挿入量などを増大することによって炉心の余剰反応度を制御しなければならない。可燃性毒物の添加量の増大により原子炉の経済性は低下し、制御棒挿入量の増大により定検時の制御棒交換数が増大する。
【０００９】
特許２５５０３８１号公報は、第１サイクルにおいて周辺部に燃料集合体を配置せず、第２サイクルにおいてその周辺部に複数の燃料集合体を配置し、初装荷炉心に装荷する初装荷燃料の燃料サイクルコストを低減している。発明者らは、この技術的思想を踏襲し、初装荷炉心における制御棒の操作の簡略化を目指した。
【００１０】
本発明の目的は、制御棒操作を簡略化できる原子炉の初装荷炉心を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１１】
上記した目的を達成する本発明の特徴は、燃料集合体を支持して燃料集合体に冷却水を導く第１冷却水供給通路が形成された複数の第１燃料支持金具が配置される中央領域と、この中央領域を取り囲み第１冷却水供給通路の圧力損失よりも小さな第２冷却水通路が形成され、他の燃料集合体を支持する複数の第２燃料支持金具が配置される周辺領域とを有し、
燃料集合体が装荷されていない複数の水領域が、中央領域内で第１燃料支持金具の真上に形成されていることにある。
【００１２】
燃料集合体が装荷されていない複数の水領域が、中央領域内で第１燃料支持金具の真上に形成されているので、この水領域内の冷却水の作用により水領域に隣接する燃料集合体の中性子無限増倍率を低減することができる。このため、炉心の余剰反応度の制御のために、原子炉の運転中に、炉心に挿入する原子炉出力制御用の制御棒の本数を低減することができ、原子炉における制御棒操作を簡略化することができる。
【発明の効果】
【００１３】
本発明によれば、原子炉における制御棒操作を簡略化することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１４】
【図１】本発明の好適な一実施例である実施例１の原子炉の初装荷炉心の横断面図である。
【図２】図１に示す初装荷炉心を有する沸騰水型原子炉の構成図である。
【図３】図１に示す初装荷炉心に装荷される燃料集合体の構成図である。
【図４】図１に示す初装荷炉心の中性子検出器の周囲に配置された４体の燃料集合体の横断面図である。
【図５】図１に示す初装荷炉心の１つのセルに配置された４体の燃料集合体の平面図である。
【図６】図１に示す初装荷炉心の中央部に配置される燃料支持金具の縦断面図である。
【図７】図１に示す初装荷炉心の周辺部に配置される燃料支持金具の縦断面図である。
【図８】図１に示す初装荷炉心の中央部に形成されるコントロールセルにおける原子炉出力制御用の制御棒の炉心内への挿入状態を示す説明図である。
【図９】中性子無限増倍率の検討の対象にした３つの異なる燃料集合体体系の横断面図である。
【図１０】図９に示す各燃料集合体体系における無限増倍率差分を示す説明図である。
【図１１】本発明の他の実施例である実施例２の原子炉の初装荷炉心の横断面図である。
【発明を実施するための形態】
【００１５】
発明者らは、種々の検討を重ね、一部の燃料集合体を装荷しないことにより初装荷炉心に装荷する燃料集合体の体数を低減させ、さらに、初装荷炉心における制御棒操作を簡略化できる初装荷炉心の新たな構成を見出した。この検討結果及び新たに見出した初装荷炉心の概要を以下に説明する。
【００１６】
発明者らは、初装荷炉心では平衡炉心と比較して、余剰反応度が多いために制御棒挿入量が多いこと、および水が中性子を吸収することに着目して、炉心内に燃料集合体を配置可能な横断面積を有する水領域を炉心内に配置すれば良いとの発想に至った。発明者らが初装荷炉心においてその水領域を配置すればよいとの発想に至る前に、図９に示す炉心の一部である３つの燃料集合体体系について検討した。燃料集合体体系の境界３０は、完全反射であり、無限体系となっている。第１の燃料集合体体系を、図９（ａ）に示す。図９（ａ）に示す燃料集合体体系では、４体の燃料集合体４が互いに隣接して配置されている。４体の燃料集合体４のうち、図９（ａ）の紙面上で、左上に位置する１体の燃料集合体４の平均濃縮度は２．０ｗｔ％であり、他の３体の燃料集合体４の平均濃縮度は４．０ｗｔ％である。図９（ａ）に示す燃料集合体体系における４体の燃料集合体４の平均濃縮度は３．５ｗｔ％である。燃料集合体４内の平均ボイド率は一般的な炉心平均ボイド率である４０％であり、図９（ａ）に示す燃料集合体体系は制御棒が挿入されていない炉心運転状態を模擬している。
【００１７】
図９（ｂ）に示す燃料集合体体系は、図９（ａ）に示す燃料集合体体系と同じ４体の燃料集合体４を有しており、さらに、図９（ｂ）の紙面上で、左上に位置する１体の燃料集合体４に隣接する１本の制御棒５が挿入されている。この燃料体系における４体の燃料集合体のそれぞれの平均濃縮度は、図９（ａ）に示す燃料集合体体系と同じである。
【００１８】
図９（ｃ）に示す燃料集合体体系は、制御棒が挿入されていなくて左上の１体の燃料集合体４が装荷されていなくて、１体の燃料集合体４が配置可能な横断面積を有する水領域６ａをその左上の位置に形成している。図９（ｃ）に示す燃料集合体体系において、３体の燃料集合体４の平均濃縮度は４．０ｗｔ％である。
【００１９】
これらの３つの燃料集合体体系において、発明者らは中性子無限増倍率を求めた。各燃料集合体体系におけるそれぞれの燃料集合体内のボイド率が４０％であると仮定して、図９（ａ）に示す燃料集合体体系の中性子無限増倍率を基準にし、この無限増倍率とそれぞれの燃料集合体体系における中性子無限増倍率の差分を、図１０に示す。図９（ｃ）に示す燃料集合体体系における中性子無限増倍率が、図９（ｂ）に示す１本の制御棒が挿入された燃料集合体体系における中性子無限増倍率よりも低下した。この結果、図９（ｃ）に示す燃料集合体体系において形成された、１体の燃料集合体４が配置可能な横断面積を有する水領域６ａが、１本の制御棒以上に中性子無限増倍率を低下させる機能を持っていることを、発明者らが新たに見出した。図９（ｃ）に示す燃料集合体体系の中性子無限増倍率が、図９（ａ）に示す燃料集合体体系のそれに比べて約１４％Δｋだけ低下し、図９（ｂ）に示す燃料集合体体系に比べても約９％Δｋだけ低下する。この結果、原子炉運転時において１体の燃料集合体４が配置可能な横断面積を有する水領域を初装荷炉心内に形成することによって、炉心の余剰反応度を制御することができ、その余剰反応度を制御するために、原子炉の運転中に制御棒を初装荷炉心に挿入する必要がなくなる。したがって、発明者らは、初装荷炉心において、１体の燃料集合体４が配置可能な横断面積を有する水領域を形成することが初装荷炉心の余剰反応度の制御に有効であることを見出したのである。
【００２０】
上記した検討結果を反映した、本発明の実施例を以下に説明する。
【実施例１】
【００２１】
本発明の好適な一実施例である実施例１の原子炉の初装荷炉心を、図１を用いて説明する。
【００２２】
まず、本実施例の初装荷炉心が適用される沸騰水型原子炉の概略の構成を、図１及び図２を用いて説明する。沸騰水型原子炉１は、原子炉圧力容器２内に初装荷炉心である炉心３を設けている。炉心３は、原子炉圧力容器２内に設置された円筒状の炉心シュラウド７によって取り囲まれている。炉心３を覆うシュラウドヘッド１０が炉心シュラウド７の上端に設けられ、気水分離器１１がシュラウドヘッド１０に取り付けられて上方に向かって伸びている。蒸気乾燥器１２が気水分離器１１の上方に配置される。シュラウドヘッド１０、気水分離器１１及び蒸気乾燥器１２が、原子炉圧力容器２内に配置される。
【００２３】
上部格子板２７が、シュラウドヘッド１０の下方で炉心シュラウド７内に配置され、炉心シュラウド７に取り付けられて炉心３の上端部に位置している。炉心支持板８が、炉心３の下端部に位置して炉心シュラウド７内に配置され、炉心シュラウド７に設置される。複数のインターナルポンプ１３が原子炉圧力容器２の底部に取り付けられ、各インターナルポンプ１３のインペラが炉心シュラウド７と原子炉圧力容器２の間に形成される環状のダウンカマ１４内に配置される。複数の燃料支持金具９が炉心支持板８に設置されている。複数の制御棒案内管１５が炉心支持板８の下方で原子炉圧力容器２内に配置される。横断面が十字形をした制御棒５が各制御棒案内管１５内にそれぞれ配置され、制御棒５は原子炉圧力容器２の底部に取り付けられた制御棒駆動機構ハウジング（図示せず）内に設置された制御棒駆動機構１６に連結されている。
【００２４】
複数（例えば、８７２体）の燃料集合体４が炉心３に装荷されている。初装荷炉心である炉心３に装荷された全ての燃料集合体の燃焼度は、炉心３を有する沸騰水型原子炉の運転開始前において、０ＧＷｄ／ｔである。８７２体の燃料集合体４が装荷される炉心３を有する沸騰水型原子炉１では、２０５本の制御棒５が用いられる。
【００２５】
炉心３に装荷される燃料集合体４を、図３を用いて説明する。燃料集合体９は、複数の燃料棒２０、上部タイプレート２３、下部タイプレート２４及びチャンネルボックス２２を有する。核分裂性物質（ウラン２３５）を含む核燃料物質を用いて製造した円筒形状の多数の燃料ペレットが、燃料棒２０内に充填されている。各燃料棒２０の下端部が下部タイプレート２４によって支持され、核燃料棒２０の上端部がハンドル２３ａを設けている上部タイプレート２３によって保持される。各燃料棒２０が、正方格子状に配置され（図４参照）、燃料棒相互間に所定の間隔が保持されるように複数の燃料スペーサ２５で束ねられている。複数の燃料スペーサ２５は、燃料集合体４の軸方向に配置される。部分長燃料棒２０Ａが、図４に示すように、燃料棒２０の配列の最外層に隣接する内側の層に配置される。燃料集合体４の横断面の中央部に２本の水ロッド２１が隣接して配置され、各燃料棒２０がこれらの水ロッド２１の周囲を取り囲んでいる（図４参照）。水ロッド２１も、下端部が下部タイプレート２４で支持され、上端部が上部タイプレートで保持される。複数の燃料スペーサ２５によって束ねられた複数の燃料棒２０及び水ロッド２１は、上端部が上部タイプレート２３に取り付けられて下部タイプレート２４に向かって伸びるチャンネルボックス２２内に配置される。燃料集合体４内の一部の燃料棒２０は、燃料ペレットに可燃性毒物を含んでいる。図４において、２８は炉心３内に配置された中性子検出器である。
【００２６】
４体の燃料集合体２０の上端部が、図５に示すように、上部格子板２７に形成されるそれぞれの升目内に挿入された状態で、各燃料集合体４のチャンネルボックス２２の上端に取り付けられたチャンネルファスナ２６によって上部格子板２７に押し付けられて保持される。これら４体の燃料集合体４は、１本の制御棒５に隣接して配置され、この制御棒５を取り囲んでいる。１本の制御棒５、及びこの制御棒に隣接して配置された４体の燃料集合体４により１つのセルが形成される。炉心３は複数のセルを含んでいる。
【００２７】
炉心支持板８に着脱可能に取り付けられる複数の燃料支持金具９は、炉心３の中央部３ａに配置される複数の燃料支持金具９ａ（図６参照）及び炉心３の周辺部３ｂに配置される複数の燃料支持金具９ｂ（図７参照）を含んでいる燃料支持金具９ａ及び９ｂは実質的に同じ構成を有するので、燃料支持金具９の構成の概略を、燃料支持金具９ａを例に挙げて説明する。中央部３ａの直径は炉心３の直径の１６／１７である。燃料支持金具９ａは支持金具本体２９を有する。支持金具本体２９には、横断面が軸心から四方に伸びる十字形をした、制御棒５を挿入する貫通孔３１が形成され、この貫通孔３１を取り囲むように配置された４つの冷却水供給通路３２が形成されている。各冷却水供給通路３２の一端は支持金具本体２９の上端で開口され、各冷却水供給通路３２の他端は支持金具本体２９の側面で開口している。オリフィス３３ａが支持金具本体２９の側面付近で各冷却水供給通路３２内に設置される。
【００２８】
燃料支持金具９ｂも燃料支持金具９ａの上記した構成を有している。しかしながら、燃料支持金具９ａと燃料支持金具９ｂは、一点で相違している。それは、燃料支持金具９ａに設けられたオリフィス３３ａの開口面積が燃料支持金具９ｂに設けられたオリフィス３３ｂの開口面積よりも小さいことである。換言すれば、燃料支持金具９ａのオリフィス３３ａの圧力損失が燃料支持金具９ｂのオリフィス３３ｂの圧力損失よりも大きいことである。
【００２９】
炉心３の中央部３ａに存在する各セル内の４体の燃料集合体４のそれぞれの下部タイプレート２４の下端部２４ａが、燃料支持金具９ａの支持金具本体２９の上端に形成された各冷却材供給通路３１の開口に別々に挿入される。このようにして、炉心３の中央部３ａに配置された各燃料集合体４が燃料支持金具９ａによって支持される。炉心３の周辺部３ｂに存在する各セル内の４体の燃料集合体４のそれぞれの下部タイプレート２４の下端部２４ａが、燃料支持金具９ｂの支持金具本体２９の上端に形成された各冷却材供給通路３１の開口に別々に挿入される。このようにして、炉心３の周辺部３ｂに配置された各燃料集合体４が燃料支持金具９ｂによって支持される。
【００３０】
燃料支持金具９ａが配置される炉心３の中央部３ａに、４つのコントロールセル３４が配置される。これらのコントロールセル３４は、炉心３の軸心から等距離の位置に配置される。さらに５つの水領域６が中央部３ａに配置される。１つの水領域６は炉心３の軸心に配置され、他の４つの水領域６は炉心３の軸心から等距離の位置に配置される。これらの４つの水領域６は、炉心３の横断面において、炉心３の軸心を取り囲む正方形のコーナにそれぞれ位置している。各水領域６は、２つのコントロールセル３４を結ぶ、その正方形のそれぞれの一辺の中点の位置に配置される。４つの水領域６が配置される位置は、従来の初装荷炉心においてコントロールセル３４が配置されている位置である。
【００３１】
コントロールセル３４は、原子炉の、原子炉出力が１００％である定格運転中に原子炉出力を制御する原子炉出力制御用の制御棒５が挿入されているセルである。コントロールセル３４内の４体の燃料集合体４の無限増倍率が、中央部３ａにおいてこのコントロールセル３４の周囲に存在するコントロールセル３４ではない他のセル内の燃料集合体の無限増倍率よりも低くなっている。
【００３２】
５つの水領域６は、４体の燃料集合体４が配置可能な横断面積を占有する、横断面が正方形の領域である。これらの水領域６は、本実施例の初装荷炉心を有する沸騰水型原子炉の建設が終了して原子炉圧力容器２内に冷却水が充填される前までは、燃料集合体４の間に形成された、４体の燃料集合体が配置可能な横断面積を占有する、横断面が正方形の空間である。原子炉圧力容器２内に冷却水が充填されたとき、この冷却水がその空間にも充填され、水領域６が形成される。原子炉圧力容器２内に冷却水が充填された後において、４つの水領域６には、冷却水が存在する。各水領域６内には、燃料集合体が存在しない。
【００３３】
沸騰水型原子炉の運転開始後、炉心３から各制御棒５が引き抜かれ、沸騰水型原子炉が未臨界から臨界になる。各制御棒５の引き抜き操作及び後述する挿入操作は、制御棒駆動機構１６によって行われる。は、さらに、炉心３内に挿入されている各制御棒５が、徐々に引き抜かれて原子炉出力が上昇し、制御棒の引き抜きによって原子炉出力が、例えば、約６０％になったとき、制御棒の引き抜きを停止する。その後において、各インターナルポンプ１３の回転数が増大されて炉心３に供給される冷却水流量が増大し、これにより炉心流量が増大して原子炉出力が定格出力（１００％）まで上昇する。原子炉出力が定格出力に到達したとき、炉心流量の増加が停止される。
【００３４】
このとき、炉心３の中央部３ａでは、コントロールセル３４以外の全てのセル及び全ての水領域６に配置された全制御棒５が炉心３から全引き抜きされている。中央部３ａにおいて炉心３から全引き抜きされた制御棒５のハンドルの上端が、図６に示すように、燃料支持金具９ａの上端より下方に位置している。炉心３の周辺部３ｂでも、全てのセルに配置された全制御棒５が炉心３から全引き抜きされている。周辺部３ｂにおいて炉心３から全引き抜きされた制御棒５のハンドルの上端も、図７に示すように、燃料支持金具９ｂの上端より下方に位置している。中央部３ａにおける４つのコントロールセル３４では、原子炉出力制御用の制御棒５が炉心３内に挿入され、図８に示すように、その制御棒５の上端が燃料支持金具９ａの上端よりも上方に位置している。
【００３５】
インターナルポンプ１３が駆動されることによって、ダウンカマ１４内の冷却水が加圧され、炉心３の下方に形成された下部プレナム１７を通って炉心３に供給される。具体的には、下部プレナム１７に到達した大部分の冷却水は、燃料支持金具９ａの各冷却水供給通路３２を通って燃料支持金具９ａによって支持されたそれぞれの燃料集合体４内に、さらに、燃料支持金具９ｂの各冷却水供給通路３２を通って燃料支持金具９ｂによって支持されたそれぞれの燃料集合体４内に供給される。各燃料集合体４のチャンネルボックス２２内を上昇する冷却水は、燃料棒２０及び部分長燃料棒２０Ａ内に充填された核分裂性物質の核分裂で発生する熱によって加熱され、その冷却水の一部が蒸気になる。蒸気及び冷却水を含む気液二相流が各燃料集合体４の上部タイプレート２３に形成された貫通孔（図示せず）を通って、炉心３の上方へ排出される。
【００３６】
下部プレナム１７に到達した残りの冷却水は、各制御棒案内管１５に形成された開口部（図示せず）を通って、それぞれの制御棒案内管１５内に導かれる。この冷却水は、燃料支持金具９ａ，９ｂに形成された貫通孔３１を通って、燃料集合体４の相互間に形成される水ギャップ３５に供給され、各水ギャップ３５内を上昇する。水領域６の真下に存在する燃料支持金具９ａにおいても、制御棒案内管１５内に流入した冷却水が貫通孔３１内に導かれる。この冷却水は、その貫通孔３１から水領域６内に供給される。各水領域６及び各水ギャップ３５内に供給されたそれぞれの冷却水は、燃料集合体４内から放出される熱によって加熱されて各水領域６及び各水ギャップ３５内を上昇する。しかしながら、各水領域６及び各水ギャップ３５内を流れる冷却水は、沸騰しない。各水領域６の真下に存在するそれぞれの燃料支持金具９ａにおいて、冷却水が冷却水供給通路３２を通して水領域６に供給されないように、それらの燃料支持金具９ａに形成された冷却水供給通路３２の入口が封鎖されている。
【００３７】
各水領域６及び各水ギャップ３５内を上昇した冷却水は、各水領域６及び各水ギャップ３５から排出され、各燃料集合体４から排出された気液二相流に混合される。水領域６及び水ギャップ３５から排出された冷却水を含む気液二相流は、気水分離器１１内に導かれる。気液二相流に含まれる蒸気が、気水分離器１１で冷却水から分離されて蒸気乾燥器１２に導かれる。蒸気乾燥器１２でさらに水分が除去された蒸気は、主蒸気管１８を通ってタービン（図示せず）に供給される。タービンは、蒸気によって回転され、タービンに連結された発電機（図示せず）を回転せる。発電機の回転により、電気が発生する。タービンから排出された蒸気は、復水器（図示せず）で凝縮されて水になる。この水は、給水として、給水配管１９を通り原子炉圧力容器２内に供給される。
【００３８】
気水分離器１１で気液二相流から分離された冷却水は、ダウンカマ１４内に導かれ、ダウンカマ１４内で給水配管１９から供給された給水と混合される。この冷却水は、インターナルポンプ１３で加圧され、前述したように、炉心３、すなわち、各燃料集合体４内に供給される。
【００３９】
沸騰水型原子炉１の第１サイクルにおける運転の経過に伴って原子炉出力が定格出力よりも低下したときには、炉心流量が増加されて、原子炉出力が定格出力に保持される。しかしながら、炉心流量が１００％になったときには、炉心流量を減少させて原子炉出力を約６０％より低い所定の原子炉出力まで減少させて制御棒パターンの交換が行われる。この制御パターンの交換において、コントロールセル３４内の制御棒５が引き抜かれて原子炉出力が約６０％まで上昇される。その後、炉心流量が増加され、原子炉出力が定格出力まで上昇される。核分裂性物質の消費に伴う原子炉出力の定格出力からの低下は、炉心流量の増加によって補償される。再度、炉心流量が１００％になったときには、上記したように、制御棒パターン交換が行われる。コントロールセル３４内の制御棒５が全引き抜き状態になるまで、制御棒パターン交換が繰り返し行われる。コントロールセル３４内の制御棒５が全引き抜き状態になって炉心流量が１００％になったとき、第１サイクルでの沸騰水型原子炉１の運転が終了し、全ての制御棒５が炉心３内に全挿入されて沸騰水型原子炉１が停止される。
【００４０】
本実施例では、沸騰水型原子炉１の運転時において初装荷炉心の第１サイクルにおける原子炉の余剰反応度の制御は、コントロールセル３４内の制御棒５及び燃料集合体４に含まれる可燃性毒物以外に、水領域６内の冷却水を用いて行われる。冷却水が存在する各水領域６は、前述したように、燃料集合体４の中性子無限増倍率を低減するので、従来の初装荷炉心よりもコントロールセルの数を減少でき、その分、原子炉出力制御用の制御棒５の本数も少なくすることができる。このため、原子炉出力制御用の制御棒５の本数が少なくなる分、沸騰水型原子炉１の定格出力運転時におけるコントロールセル３４内の原子炉出力制御用の制御棒５の引き抜き操作を、簡略化することができる。
【００４１】
本実施例では、第１サイクルで水領域６であったセルを第２サイクルにおいてコントロールセル３４にするので、水領域６をコントロールセル３４に替えたセルでは、制御棒５の寿命を長くすることができる。すなわち、第１サイクルにおいて各水領域６の位置に配置された各制御棒５は、第１サイクルの運転期間中では炉心３から全引き抜きされた状態になっている。このため、第２サイクルにおいて、水領域６からコントロールセル３４に変更されたセルに、実質的に新しい制御棒５が挿入されることになる。
【００４２】
本実施例では、第１サイクルにおいて各水領域６に燃料集合体４を配置していないので、第１サイクル終了後に炉心３から取り出される使用済燃料集合体の体数を低減することができ、初装荷燃料の燃料サイクルコストを低減することができる。
【実施例２】
【００４３】
本発明の他の実施例である実施例２の原子炉の初装荷炉心を、図１１を用いて説明する。
【００４４】
本実施例の初装荷炉心である炉心３Ａは、実施例１の炉心３において、炉心の軸心に配置された水領域６を除いて、４体の燃料集合体４が配置可能な横断面積を占有する、横断面が正方形の領域である水領域６を、１体の燃料集合体４が配置可能な横断面積を占有する、横断面積が正方形の水領域６Ｂをセル内で対角線方向に２つ配置した構成を有する。炉心３Ａの他の構成は炉心３と同じである。
【００４５】
２つの水領域６Ｂが対角線方向に配置されたセルでは、２つの水領域６Ｂを結ぶ対角線に直交する他の対角線の方向に、２体の燃料集合体４が配置される。炉心３Ａでは、２つの水領域６Ｂが対角線方向に配置されたセルが８つ形成される。炉心３Ａの中心に配置された水領域６は、実施例１における水領域６と同様に、４体の燃料集合体４が配置可能な横断面積を占有する、横断面が正方形の領域を形成している。２つの水領域６Ｂが対角線方向に配置された４つのセルがコーナに配置されて水領域６を取り囲む正方形の各辺の中点の位置に、コントロールセル３４がそれぞれ配置されている。中央部３ａの直径は炉心３Ａの直径の１６／１７である。
【００４６】
炉心３Ａを有する沸騰水型原子炉の定格出力運転時においては、１体の燃料集合体４が配置可能な横断面積を占有する、横断面積が正方形の２つの水領域６Ｂが対角線方向に配置されたセルの制御棒５は、炉心３Ａから全引き抜きされた状態にある。
【００４７】
本実施例は実施例１で生じる効果を得ることができる。さらに、本実施例では、１体の燃料集合体４が配置可能な横断面積を占有する、横断面が正方形の水領域６の数が炉心３よりも少なくなっており、替りに、２つの水領域６Ｂが対角線方向に配置された複数のセルが炉心３Ａ内に形成されているので、実施例１よりも炉心の出力分布がより平坦化され、燃料経済性を向上させることができる。
【００４８】
炉心３または３Ａを有する沸騰水型原子炉では、以下に述べる燃料装荷方法を適用することができる。この燃料装荷方法を、炉心３を対象に説明する。
【００４９】
初装荷炉心である炉心３を形成する沸騰水型原子炉１では、沸騰水型原子炉１の運転開始前に、燃焼度が０ＧＷｄ／ｔである複数の燃料集合体４が、炉心３に装荷される。これらの燃料集合体４は、炉心３内で、水領域６を形成する領域以外の領域に順次装荷される。水領域６を形成する領域には、燃焼度が０ＧＷｄ／ｔである燃料集合体４が装荷されない。このような燃料集合体４の装荷により形成された炉心３を有する沸騰水型原子炉１が、この沸騰水型原子炉１が建設された後の最初の運転サイクルである第１サイクルでの運転が行われる。第１サイクルでの運転が終了して、沸騰水型原子炉１が停止される。沸騰水型原子炉１の停止後において、炉心３内の一部の燃料集合体が原子炉圧力容器２から取り出されて新燃料集合体と交換される。燃料交換のために原子炉圧力容器２から取り出される使用済の燃料集合体４は、第１サイクルの開始前に炉心に装荷された平均濃縮度が低い燃料集合体４である。第１サイクルの開始前に炉心に装荷された平均濃縮度が高い燃料集合体４は、第１サイクルの運転が終了した後に原子炉圧力容器２から取り出されず、次の第２サイクルの運転時においても炉心３内に存在する。
【００５０】
第１サイクルの開始前に炉心に装荷された平均濃縮度が低い燃料集合体４の一部は、第１サイクルの運転が終了して炉心３内の燃料集合体４を交換するとき、水領域６内に装荷される。全ての水領域６に、第１サイクルの開始前に炉心に装荷された平均濃縮度が低い燃料集合体４が４体ずつ装荷される。
【００５１】
原子炉圧力容器２から取り出された燃料集合体４が第１サイクルの運転中に存在していた炉心３内の位置、及び水領域６に装荷された燃料集合体４が第１サイクルの運転中に存在していた炉心３内の位置に、平均濃縮度が高い燃焼度が０ＧＷｄ／ｔである新燃料集合体４がそれぞれ装荷される。
【００５２】
以上に述べた燃料集合体４の装荷が終了した後、沸騰水型原子炉１の第２サイクルでの運転が開始される。第１サイクルで炉心３内に形成された４つの水領域６が、第２サイクルでは、周囲の燃料集合体４よりも中性子無限増倍率が小さい４体の燃料集合体４が装荷されたコントロールセル３４になる。第２サイクルでは、第１サイクルよりもコントロールセル３４の数が増大する。第２サイクルでは、第１サイクルにおいて制御棒５の代替をしていた水領域６が無くなるために、制御棒５の挿入量が増大し、コントロールセル(制御棒で反応度を調整するためのセル)３４の数が増加する。
【００５３】
炉心３Ａを有する沸騰水型原子炉においても、炉心３を有する沸騰水型原子炉に適用した燃料装荷方法を適用することができる。
【符号の説明】
【００５４】
１…沸騰水型原子炉、２…原子炉圧力容器、３，３Ａ…炉心、４…燃料集合体、５…制御棒、６，６ａ，６Ｂ…水領域、７…炉心シュラウド、８…炉心支持板、９，９ａ，９ｂ…燃料支持金具、１３…インターナルポンプ、１５…制御棒案内管、１６…制御棒駆動機構、２０…燃料棒、２２…チャンネルボックス、２９…支持金具本体、３１…貫通孔、３２…冷却水供給通路、３３ａ，３３ｂ…オリフィス、３５…水ギャップ。
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉の初装荷炉心に係り、特に、沸騰水型原子炉に適用するのに好適な原子炉の初装荷炉心に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉は、複数の燃料集合体を原子炉圧力容器内に設けられた炉心に装荷している。これらの燃料集合体は、ウランを含む核燃料物質で製造された複数の燃料ペレットを充填した複数の燃料棒、これらの燃料棒の下端を支持する下部タイプレート、核燃料棒の上端部を保持する上部タイプレート、及び上部タイプレートに取り付けられて下部タイプレートに向かって伸びる、正方形の角筒であるチャンネルボックスを有している。複数の燃料棒は、相互の間隔を所定幅に保持する燃料スペーサによって束ねられてチャンネルボックス内に配置される。
【０００３】
新設の沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内に設けられた炉心は初装荷炉心と呼ばれ、この初装荷炉心に装荷された全ての燃料集合体は、燃焼度が０ＧＷｄ／ｔの新燃料集合体である。この初装荷炉心を有する沸騰水型原子炉では、第１サイクルの運転が終了した後、初装荷炉心内の一部の燃料集合体が取り出され、新燃料集合体と交換される。第１サイクルの運転が終了した後に炉心から取り出される複数の燃料集合体は、初装荷炉心に装荷される時点において、初装荷炉心に装荷される全燃料集合体の平均濃縮度よりも低い濃縮度を有している。
【０００４】
初装荷炉心を有する沸騰水型原子炉も１つの運転サイクル（例えば、１年間）に亘って燃料集合体を補給することなしに運転し続けねばならないので、その初装荷炉心は臨界を維持するために必要な量よりも多い核分裂性物質を含んでいる。このため、初装荷炉心は余剰反応度を保有することになり、この余剰反応度を制御するために、沸騰水型原子炉は複数の制御棒を有しており、さらに、初装荷炉心に装荷された燃料集合体に含まれる核燃料棒内の核燃料物質に可燃性毒物を混入している。
【０００５】
このような初装荷炉心の一例が特開２００８−１４５３５９号公報に記載されている。特開２００８−１４５３５９号公報に記載された初装荷炉心では、周辺部に配置された複数の燃料集合体の核分裂物質の量が、周辺部よりも内側の領域に配置された燃料集合体のそれよりも多くなっている。周辺部よりも内側の領域において、平均濃縮度が低い４体の燃料集合体を有する複数のコントロールセルが配置され、原子炉出力調整用の制御棒がコントロールセルを構成する４体の燃料集合体の間に挿入される。
【０００６】
特許第２５５０３８１号公報にも初装荷炉心が記載されている。この初装荷炉心は、第１サイクルにおいて周辺部に燃料集合体を配置せず、第２サイクルにおいてその周辺部に複数の燃料集合体を配置する。このように、第１サイクルにおいて初装荷炉心の周辺部に燃料集合体を配置しないので、第１サイクル終了後に炉心から取り出される使用済燃料集合体の体数を低減することができ、初装荷燃料の燃料サイクルコストを低減することができる。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００７】
【特許文献１】特開２００８−１４５３５９号公報
【特許文献２】特許第２５５０３８１号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
特開２００８−１４５３５９号公報に記載された初装荷炉心では、周辺部に装荷される複数の燃料集合体での核分裂性物質の量を多くし、炉心の平均濃縮度を高めている。初装荷炉心の炉心平均濃縮度を高めると炉心の余剰反応度大きくなるために、可燃性毒物添加量及び制御棒挿入量などを増大することによって炉心の余剰反応度を制御しなければならない。可燃性毒物の添加量の増大により原子炉の経済性は低下し、制御棒挿入量の増大により定検時の制御棒交換数が増大する。
【０００９】
特許２５５０３８１号公報は、第１サイクルにおいて周辺部に燃料集合体を配置せず、第２サイクルにおいてその周辺部に複数の燃料集合体を配置し、初装荷炉心に装荷する初装荷燃料の燃料サイクルコストを低減している。発明者らは、この技術的思想を踏襲し、初装荷炉心における制御棒の操作の簡略化を目指した。
【００１０】
本発明の目的は、制御棒操作を簡略化できる原子炉の初装荷炉心を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１１】
上記した目的を達成する本発明の特徴は、燃料集合体を支持して燃料集合体に冷却水を導く第１冷却水供給通路が形成された複数の第１燃料支持金具が配置される中央領域と、この中央領域を取り囲み第１冷却水供給通路の圧力損失よりも小さな第２冷却水通路が形成され、他の燃料集合体を支持する複数の第２燃料支持金具が配置される周辺領域とを有し、
燃料集合体が装荷されていない複数の水領域が、中央領域内で第１燃料支持金具の真上に形成されていることにある。
【００１２】
燃料集合体が装荷されていない複数の水領域が、中央領域内で第１燃料支持金具の真上に形成されているので、この水領域内の冷却水の作用により水領域に隣接する燃料集合体の中性子無限増倍率を低減することができる。このため、炉心の余剰反応度の制御のために、原子炉の運転中に、炉心に挿入する原子炉出力制御用の制御棒の本数を低減することができ、原子炉における制御棒操作を簡略化することができる。
【発明の効果】
【００１３】
本発明によれば、原子炉における制御棒操作を簡略化することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１４】
【図１】本発明の好適な一実施例である実施例１の原子炉の初装荷炉心の横断面図である。
【図２】図１に示す初装荷炉心を有する沸騰水型原子炉の構成図である。
【図３】図１に示す初装荷炉心に装荷される燃料集合体の構成図である。
【図４】図１に示す初装荷炉心の中性子検出器の周囲に配置された４体の燃料集合体の横断面図である。
【図５】図１に示す初装荷炉心の１つのセルに配置された４体の燃料集合体の平面図である。
【図６】図１に示す初装荷炉心の中央部に配置される燃料支持金具の縦断面図である。
【図７】図１に示す初装荷炉心の周辺部に配置される燃料支持金具の縦断面図である。
【図８】図１に示す初装荷炉心の中央部に形成されるコントロールセルにおける原子炉出力制御用の制御棒の炉心内への挿入状態を示す説明図である。
【図９】中性子無限増倍率の検討の対象にした３つの異なる燃料集合体体系の横断面図である。
【図１０】図９に示す各燃料集合体体系における無限増倍率差分を示す説明図である。
【図１１】本発明の他の実施例である実施例２の原子炉の初装荷炉心の横断面図である。
【発明を実施するための形態】
【００１５】
発明者らは、種々の検討を重ね、一部の燃料集合体を装荷しないことにより初装荷炉心に装荷する燃料集合体の体数を低減させ、さらに、初装荷炉心における制御棒操作を簡略化できる初装荷炉心の新たな構成を見出した。この検討結果及び新たに見出した初装荷炉心の概要を以下に説明する。
【００１６】
発明者らは、初装荷炉心では平衡炉心と比較して、余剰反応度が多いために制御棒挿入量が多いこと、および水が中性子を吸収することに着目して、炉心内に燃料集合体を配置可能な横断面積を有する水領域を炉心内に配置すれば良いとの発想に至った。発明者らが初装荷炉心においてその水領域を配置すればよいとの発想に至る前に、図９に示す炉心の一部である３つの燃料集合体体系について検討した。燃料集合体体系の境界３０は、完全反射であり、無限体系となっている。第１の燃料集合体体系を、図９（ａ）に示す。図９（ａ）に示す燃料集合体体系では、４体の燃料集合体４が互いに隣接して配置されている。４体の燃料集合体４のうち、図９（ａ）の紙面上で、左上に位置する１体の燃料集合体４の平均濃縮度は２．０ｗｔ％であり、他の３体の燃料集合体４の平均濃縮度は４．０ｗｔ％である。図９（ａ）に示す燃料集合体体系における４体の燃料集合体４の平均濃縮度は３．５ｗｔ％である。燃料集合体４内の平均ボイド率は一般的な炉心平均ボイド率である４０％であり、図９（ａ）に示す燃料集合体体系は制御棒が挿入されていない炉心運転状態を模擬している。
【００１７】
図９（ｂ）に示す燃料集合体体系は、図９（ａ）に示す燃料集合体体系と同じ４体の燃料集合体４を有しており、さらに、図９（ｂ）の紙面上で、左上に位置する１体の燃料集合体４に隣接する１本の制御棒５が挿入されている。この燃料体系における４体の燃料集合体のそれぞれの平均濃縮度は、図９（ａ）に示す燃料集合体体系と同じである。
【００１８】
図９（ｃ）に示す燃料集合体体系は、制御棒が挿入されていなくて左上の１体の燃料集合体４が装荷されていなくて、１体の燃料集合体４が配置可能な横断面積を有する水領域６ａをその左上の位置に形成している。図９（ｃ）に示す燃料集合体体系において、３体の燃料集合体４の平均濃縮度は４．０ｗｔ％である。
【００１９】
これらの３つの燃料集合体体系において、発明者らは中性子無限増倍率を求めた。各燃料集合体体系におけるそれぞれの燃料集合体内のボイド率が４０％であると仮定して、図９（ａ）に示す燃料集合体体系の中性子無限増倍率を基準にし、この無限増倍率とそれぞれの燃料集合体体系における中性子無限増倍率の差分を、図１０に示す。図９（ｃ）に示す燃料集合体体系における中性子無限増倍率が、図９（ｂ）に示す１本の制御棒が挿入された燃料集合体体系における中性子無限増倍率よりも低下した。この結果、図９（ｃ）に示す燃料集合体体系において形成された、１体の燃料集合体４が配置可能な横断面積を有する水領域６ａが、１本の制御棒以上に中性子無限増倍率を低下させる機能を持っていることを、発明者らが新たに見出した。図９（ｃ）に示す燃料集合体体系の中性子無限増倍率が、図９（ａ）に示す燃料集合体体系のそれに比べて約１４％Δｋだけ低下し、図９（ｂ）に示す燃料集合体体系に比べても約９％Δｋだけ低下する。この結果、原子炉運転時において１体の燃料集合体４が配置可能な横断面積を有する水領域を初装荷炉心内に形成することによって、炉心の余剰反応度を制御することができ、その余剰反応度を制御するために、原子炉の運転中に制御棒を初装荷炉心に挿入する必要がなくなる。したがって、発明者らは、初装荷炉心において、１体の燃料集合体４が配置可能な横断面積を有する水領域を形成することが初装荷炉心の余剰反応度の制御に有効であることを見出したのである。
【００２０】
上記した検討結果を反映した、本発明の実施例を以下に説明する。
【実施例１】
【００２１】
本発明の好適な一実施例である実施例１の原子炉の初装荷炉心を、図１を用いて説明する。
【００２２】
まず、本実施例の初装荷炉心が適用される沸騰水型原子炉の概略の構成を、図１及び図２を用いて説明する。沸騰水型原子炉１は、原子炉圧力容器２内に初装荷炉心である炉心３を設けている。炉心３は、原子炉圧力容器２内に設置された円筒状の炉心シュラウド７によって取り囲まれている。炉心３を覆うシュラウドヘッド１０が炉心シュラウド７の上端に設けられ、気水分離器１１がシュラウドヘッド１０に取り付けられて上方に向かって伸びている。蒸気乾燥器１２が気水分離器１１の上方に配置される。シュラウドヘッド１０、気水分離器１１及び蒸気乾燥器１２が、原子炉圧力容器２内に配置される。
【００２３】
上部格子板２７が、シュラウドヘッド１０の下方で炉心シュラウド７内に配置され、炉心シュラウド７に取り付けられて炉心３の上端部に位置している。炉心支持板８が、炉心３の下端部に位置して炉心シュラウド７内に配置され、炉心シュラウド７に設置される。複数のインターナルポンプ１３が原子炉圧力容器２の底部に取り付けられ、各インターナルポンプ１３のインペラが炉心シュラウド７と原子炉圧力容器２の間に形成される環状のダウンカマ１４内に配置される。複数の燃料支持金具９が炉心支持板８に設置されている。複数の制御棒案内管１５が炉心支持板８の下方で原子炉圧力容器２内に配置される。横断面が十字形をした制御棒５が各制御棒案内管１５内にそれぞれ配置され、制御棒５は原子炉圧力容器２の底部に取り付けられた制御棒駆動機構ハウジング（図示せず）内に設置された制御棒駆動機構１６に連結されている。
【００２４】
複数（例えば、８７２体）の燃料集合体４が炉心３に装荷されている。初装荷炉心である炉心３に装荷された全ての燃料集合体の燃焼度は、炉心３を有する沸騰水型原子炉の運転開始前において、０ＧＷｄ／ｔである。８７２体の燃料集合体４が装荷される炉心３を有する沸騰水型原子炉１では、２０５本の制御棒５が用いられる。
【００２５】
炉心３に装荷される燃料集合体４を、図３を用いて説明する。燃料集合体９は、複数の燃料棒２０、上部タイプレート２３、下部タイプレート２４及びチャンネルボックス２２を有する。核分裂性物質（ウラン２３５）を含む核燃料物質を用いて製造した円筒形状の多数の燃料ペレットが、燃料棒２０内に充填されている。各燃料棒２０の下端部が下部タイプレート２４によって支持され、核燃料棒２０の上端部がハンドル２３ａを設けている上部タイプレート２３によって保持される。各燃料棒２０が、正方格子状に配置され（図４参照）、燃料棒相互間に所定の間隔が保持されるように複数の燃料スペーサ２５で束ねられている。複数の燃料スペーサ２５は、燃料集合体４の軸方向に配置される。部分長燃料棒２０Ａが、図４に示すように、燃料棒２０の配列の最外層に隣接する内側の層に配置される。燃料集合体４の横断面の中央部に２本の水ロッド２１が隣接して配置され、各燃料棒２０がこれらの水ロッド２１の周囲を取り囲んでいる（図４参照）。水ロッド２１も、下端部が下部タイプレート２４で支持され、上端部が上部タイプレートで保持される。複数の燃料スペーサ２５によって束ねられた複数の燃料棒２０及び水ロッド２１は、上端部が上部タイプレート２３に取り付けられて下部タイプレート２４に向かって伸びるチャンネルボックス２２内に配置される。燃料集合体４内の一部の燃料棒２０は、燃料ペレットに可燃性毒物を含んでいる。図４において、２８は炉心３内に配置された中性子検出器である。
【００２６】
４体の燃料集合体２０の上端部が、図５に示すように、上部格子板２７に形成されるそれぞれの升目内に挿入された状態で、各燃料集合体４のチャンネルボックス２２の上端に取り付けられたチャンネルファスナ２６によって上部格子板２７に押し付けられて保持される。これら４体の燃料集合体４は、１本の制御棒５に隣接して配置され、この制御棒５を取り囲んでいる。１本の制御棒５、及びこの制御棒に隣接して配置された４体の燃料集合体４により１つのセルが形成される。炉心３は複数のセルを含んでいる。
【００２７】
炉心支持板８に着脱可能に取り付けられる複数の燃料支持金具９は、炉心３の中央部３ａに配置される複数の燃料支持金具９ａ（図６参照）及び炉心３の周辺部３ｂに配置される複数の燃料支持金具９ｂ（図７参照）を含んでいる燃料支持金具９ａ及び９ｂは実質的に同じ構成を有するので、燃料支持金具９の構成の概略を、燃料支持金具９ａを例に挙げて説明する。中央部３ａの直径は炉心３の直径の１６／１７である。燃料支持金具９ａは支持金具本体２９を有する。支持金具本体２９には、横断面が軸心から四方に伸びる十字形をした、制御棒５を挿入する貫通孔３１が形成され、この貫通孔３１を取り囲むように配置された４つの冷却水供給通路３２が形成されている。各冷却水供給通路３２の一端は支持金具本体２９の上端で開口され、各冷却水供給通路３２の他端は支持金具本体２９の側面で開口している。オリフィス３３ａが支持金具本体２９の側面付近で各冷却水供給通路３２内に設置される。
【００２８】
燃料支持金具９ｂも燃料支持金具９ａの上記した構成を有している。しかしながら、燃料支持金具９ａと燃料支持金具９ｂは、一点で相違している。それは、燃料支持金具９ａに設けられたオリフィス３３ａの開口面積が燃料支持金具９ｂに設けられたオリフィス３３ｂの開口面積よりも小さいことである。換言すれば、燃料支持金具９ａのオリフィス３３ａの圧力損失が燃料支持金具９ｂのオリフィス３３ｂの圧力損失よりも大きいことである。
【００２９】
炉心３の中央部３ａに存在する各セル内の４体の燃料集合体４のそれぞれの下部タイプレート２４の下端部２４ａが、燃料支持金具９ａの支持金具本体２９の上端に形成された各冷却材供給通路３１の開口に別々に挿入される。このようにして、炉心３の中央部３ａに配置された各燃料集合体４が燃料支持金具９ａによって支持される。炉心３の周辺部３ｂに存在する各セル内の４体の燃料集合体４のそれぞれの下部タイプレート２４の下端部２４ａが、燃料支持金具９ｂの支持金具本体２９の上端に形成された各冷却材供給通路３１の開口に別々に挿入される。このようにして、炉心３の周辺部３ｂに配置された各燃料集合体４が燃料支持金具９ｂによって支持される。
【００３０】
燃料支持金具９ａが配置される炉心３の中央部３ａに、４つのコントロールセル３４が配置される。これらのコントロールセル３４は、炉心３の軸心から等距離の位置に配置される。さらに５つの水領域６が中央部３ａに配置される。１つの水領域６は炉心３の軸心に配置され、他の４つの水領域６は炉心３の軸心から等距離の位置に配置される。これらの４つの水領域６は、炉心３の横断面において、炉心３の軸心を取り囲む正方形のコーナにそれぞれ位置している。各水領域６は、２つのコントロールセル３４を結ぶ、その正方形のそれぞれの一辺の中点の位置に配置される。４つの水領域６が配置される位置は、従来の初装荷炉心においてコントロールセル３４が配置されている位置である。
【００３１】
コントロールセル３４は、原子炉の、原子炉出力が１００％である定格運転中に原子炉出力を制御する原子炉出力制御用の制御棒５が挿入されているセルである。コントロールセル３４内の４体の燃料集合体４の無限増倍率が、中央部３ａにおいてこのコントロールセル３４の周囲に存在するコントロールセル３４ではない他のセル内の燃料集合体の無限増倍率よりも低くなっている。
【００３２】
５つの水領域６は、４体の燃料集合体４が配置可能な横断面積を占有する、横断面が正方形の領域である。これらの水領域６は、本実施例の初装荷炉心を有する沸騰水型原子炉の建設が終了して原子炉圧力容器２内に冷却水が充填される前までは、燃料集合体４の間に形成された、４体の燃料集合体が配置可能な横断面積を占有する、横断面が正方形の空間である。原子炉圧力容器２内に冷却水が充填されたとき、この冷却水がその空間にも充填され、水領域６が形成される。原子炉圧力容器２内に冷却水が充填された後において、４つの水領域６には、冷却水が存在する。各水領域６内には、燃料集合体が存在しない。
【００３３】
沸騰水型原子炉の運転開始後、炉心３から各制御棒５が引き抜かれ、沸騰水型原子炉が未臨界から臨界になる。各制御棒５の引き抜き操作及び後述する挿入操作は、制御棒駆動機構１６によって行われる。は、さらに、炉心３内に挿入されている各制御棒５が、徐々に引き抜かれて原子炉出力が上昇し、制御棒の引き抜きによって原子炉出力が、例えば、約６０％になったとき、制御棒の引き抜きを停止する。その後において、各インターナルポンプ１３の回転数が増大されて炉心３に供給される冷却水流量が増大し、これにより炉心流量が増大して原子炉出力が定格出力（１００％）まで上昇する。原子炉出力が定格出力に到達したとき、炉心流量の増加が停止される。
【００３４】
このとき、炉心３の中央部３ａでは、コントロールセル３４以外の全てのセル及び全ての水領域６に配置された全制御棒５が炉心３から全引き抜きされている。中央部３ａにおいて炉心３から全引き抜きされた制御棒５のハンドルの上端が、図６に示すように、燃料支持金具９ａの上端より下方に位置している。炉心３の周辺部３ｂでも、全てのセルに配置された全制御棒５が炉心３から全引き抜きされている。周辺部３ｂにおいて炉心３から全引き抜きされた制御棒５のハンドルの上端も、図７に示すように、燃料支持金具９ｂの上端より下方に位置している。中央部３ａにおける４つのコントロールセル３４では、原子炉出力制御用の制御棒５が炉心３内に挿入され、図８に示すように、その制御棒５の上端が燃料支持金具９ａの上端よりも上方に位置している。
【００３５】
インターナルポンプ１３が駆動されることによって、ダウンカマ１４内の冷却水が加圧され、炉心３の下方に形成された下部プレナム１７を通って炉心３に供給される。具体的には、下部プレナム１７に到達した大部分の冷却水は、燃料支持金具９ａの各冷却水供給通路３２を通って燃料支持金具９ａによって支持されたそれぞれの燃料集合体４内に、さらに、燃料支持金具９ｂの各冷却水供給通路３２を通って燃料支持金具９ｂによって支持されたそれぞれの燃料集合体４内に供給される。各燃料集合体４のチャンネルボックス２２内を上昇する冷却水は、燃料棒２０及び部分長燃料棒２０Ａ内に充填された核分裂性物質の核分裂で発生する熱によって加熱され、その冷却水の一部が蒸気になる。蒸気及び冷却水を含む気液二相流が各燃料集合体４の上部タイプレート２３に形成された貫通孔（図示せず）を通って、炉心３の上方へ排出される。
【００３６】
下部プレナム１７に到達した残りの冷却水は、各制御棒案内管１５に形成された開口部（図示せず）を通って、それぞれの制御棒案内管１５内に導かれる。この冷却水は、燃料支持金具９ａ，９ｂに形成された貫通孔３１を通って、燃料集合体４の相互間に形成される水ギャップ３５に供給され、各水ギャップ３５内を上昇する。水領域６の真下に存在する燃料支持金具９ａにおいても、制御棒案内管１５内に流入した冷却水が貫通孔３１内に導かれる。この冷却水は、その貫通孔３１から水領域６内に供給される。各水領域６及び各水ギャップ３５内に供給されたそれぞれの冷却水は、燃料集合体４内から放出される熱によって加熱されて各水領域６及び各水ギャップ３５内を上昇する。しかしながら、各水領域６及び各水ギャップ３５内を流れる冷却水は、沸騰しない。各水領域６の真下に存在するそれぞれの燃料支持金具９ａにおいて、冷却水が冷却水供給通路３２を通して水領域６に供給されないように、それらの燃料支持金具９ａに形成された冷却水供給通路３２の入口が封鎖されている。
【００３７】
各水領域６及び各水ギャップ３５内を上昇した冷却水は、各水領域６及び各水ギャップ３５から排出され、各燃料集合体４から排出された気液二相流に混合される。水領域６及び水ギャップ３５から排出された冷却水を含む気液二相流は、気水分離器１１内に導かれる。気液二相流に含まれる蒸気が、気水分離器１１で冷却水から分離されて蒸気乾燥器１２に導かれる。蒸気乾燥器１２でさらに水分が除去された蒸気は、主蒸気管１８を通ってタービン（図示せず）に供給される。タービンは、蒸気によって回転され、タービンに連結された発電機（図示せず）を回転せる。発電機の回転により、電気が発生する。タービンから排出された蒸気は、復水器（図示せず）で凝縮されて水になる。この水は、給水として、給水配管１９を通り原子炉圧力容器２内に供給される。
【００３８】
気水分離器１１で気液二相流から分離された冷却水は、ダウンカマ１４内に導かれ、ダウンカマ１４内で給水配管１９から供給された給水と混合される。この冷却水は、インターナルポンプ１３で加圧され、前述したように、炉心３、すなわち、各燃料集合体４内に供給される。
【００３９】
沸騰水型原子炉１の第１サイクルにおける運転の経過に伴って原子炉出力が定格出力よりも低下したときには、炉心流量が増加されて、原子炉出力が定格出力に保持される。しかしながら、炉心流量が１００％になったときには、炉心流量を減少させて原子炉出力を約６０％より低い所定の原子炉出力まで減少させて制御棒パターンの交換が行われる。この制御パターンの交換において、コントロールセル３４内の制御棒５が引き抜かれて原子炉出力が約６０％まで上昇される。その後、炉心流量が増加され、原子炉出力が定格出力まで上昇される。核分裂性物質の消費に伴う原子炉出力の定格出力からの低下は、炉心流量の増加によって補償される。再度、炉心流量が１００％になったときには、上記したように、制御棒パターン交換が行われる。コントロールセル３４内の制御棒５が全引き抜き状態になるまで、制御棒パターン交換が繰り返し行われる。コントロールセル３４内の制御棒５が全引き抜き状態になって炉心流量が１００％になったとき、第１サイクルでの沸騰水型原子炉１の運転が終了し、全ての制御棒５が炉心３内に全挿入されて沸騰水型原子炉１が停止される。
【００４０】
本実施例では、沸騰水型原子炉１の運転時において初装荷炉心の第１サイクルにおける原子炉の余剰反応度の制御は、コントロールセル３４内の制御棒５及び燃料集合体４に含まれる可燃性毒物以外に、水領域６内の冷却水を用いて行われる。冷却水が存在する各水領域６は、前述したように、燃料集合体４の中性子無限増倍率を低減するので、従来の初装荷炉心よりもコントロールセルの数を減少でき、その分、原子炉出力制御用の制御棒５の本数も少なくすることができる。このため、原子炉出力制御用の制御棒５の本数が少なくなる分、沸騰水型原子炉１の定格出力運転時におけるコントロールセル３４内の原子炉出力制御用の制御棒５の引き抜き操作を、簡略化することができる。
【００４１】
本実施例では、第１サイクルで水領域６であったセルを第２サイクルにおいてコントロールセル３４にするので、水領域６をコントロールセル３４に替えたセルでは、制御棒５の寿命を長くすることができる。すなわち、第１サイクルにおいて各水領域６の位置に配置された各制御棒５は、第１サイクルの運転期間中では炉心３から全引き抜きされた状態になっている。このため、第２サイクルにおいて、水領域６からコントロールセル３４に変更されたセルに、実質的に新しい制御棒５が挿入されることになる。
【００４２】
本実施例では、第１サイクルにおいて各水領域６に燃料集合体４を配置していないので、第１サイクル終了後に炉心３から取り出される使用済燃料集合体の体数を低減することができ、初装荷燃料の燃料サイクルコストを低減することができる。
【実施例２】
【００４３】
本発明の他の実施例である実施例２の原子炉の初装荷炉心を、図１１を用いて説明する。
【００４４】
本実施例の初装荷炉心である炉心３Ａは、実施例１の炉心３において、炉心の軸心に配置された水領域６を除いて、４体の燃料集合体４が配置可能な横断面積を占有する、横断面が正方形の領域である水領域６を、１体の燃料集合体４が配置可能な横断面積を占有する、横断面積が正方形の水領域６Ｂをセル内で対角線方向に２つ配置した構成を有する。炉心３Ａの他の構成は炉心３と同じである。
【００４５】
２つの水領域６Ｂが対角線方向に配置されたセルでは、２つの水領域６Ｂを結ぶ対角線に直交する他の対角線の方向に、２体の燃料集合体４が配置される。炉心３Ａでは、２つの水領域６Ｂが対角線方向に配置されたセルが８つ形成される。炉心３Ａの中心に配置された水領域６は、実施例１における水領域６と同様に、４体の燃料集合体４が配置可能な横断面積を占有する、横断面が正方形の領域を形成している。２つの水領域６Ｂが対角線方向に配置された４つのセルがコーナに配置されて水領域６を取り囲む正方形の各辺の中点の位置に、コントロールセル３４がそれぞれ配置されている。中央部３ａの直径は炉心３Ａの直径の１６／１７である。
【００４６】
炉心３Ａを有する沸騰水型原子炉の定格出力運転時においては、１体の燃料集合体４が配置可能な横断面積を占有する、横断面積が正方形の２つの水領域６Ｂが対角線方向に配置されたセルの制御棒５は、炉心３Ａから全引き抜きされた状態にある。
【００４７】
本実施例は実施例１で生じる効果を得ることができる。さらに、本実施例では、１体の燃料集合体４が配置可能な横断面積を占有する、横断面が正方形の水領域６の数が炉心３よりも少なくなっており、替りに、２つの水領域６Ｂが対角線方向に配置された複数のセルが炉心３Ａ内に形成されているので、実施例１よりも炉心の出力分布がより平坦化され、燃料経済性を向上させることができる。
【００４８】
炉心３または３Ａを有する沸騰水型原子炉では、以下に述べる燃料装荷方法を適用することができる。この燃料装荷方法を、炉心３を対象に説明する。
【００４９】
初装荷炉心である炉心３を形成する沸騰水型原子炉１では、沸騰水型原子炉１の運転開始前に、燃焼度が０ＧＷｄ／ｔである複数の燃料集合体４が、炉心３に装荷される。これらの燃料集合体４は、炉心３内で、水領域６を形成する領域以外の領域に順次装荷される。水領域６を形成する領域には、燃焼度が０ＧＷｄ／ｔである燃料集合体４が装荷されない。このような燃料集合体４の装荷により形成された炉心３を有する沸騰水型原子炉１が、この沸騰水型原子炉１が建設された後の最初の運転サイクルである第１サイクルでの運転が行われる。第１サイクルでの運転が終了して、沸騰水型原子炉１が停止される。沸騰水型原子炉１の停止後において、炉心３内の一部の燃料集合体が原子炉圧力容器２から取り出されて新燃料集合体と交換される。燃料交換のために原子炉圧力容器２から取り出される使用済の燃料集合体４は、第１サイクルの開始前に炉心に装荷された平均濃縮度が低い燃料集合体４である。第１サイクルの開始前に炉心に装荷された平均濃縮度が高い燃料集合体４は、第１サイクルの運転が終了した後に原子炉圧力容器２から取り出されず、次の第２サイクルの運転時においても炉心３内に存在する。
【００５０】
第１サイクルの開始前に炉心に装荷された平均濃縮度が低い燃料集合体４の一部は、第１サイクルの運転が終了して炉心３内の燃料集合体４を交換するとき、水領域６内に装荷される。全ての水領域６に、第１サイクルの開始前に炉心に装荷された平均濃縮度が低い燃料集合体４が４体ずつ装荷される。
【００５１】
原子炉圧力容器２から取り出された燃料集合体４が第１サイクルの運転中に存在していた炉心３内の位置、及び水領域６に装荷された燃料集合体４が第１サイクルの運転中に存在していた炉心３内の位置に、平均濃縮度が高い燃焼度が０ＧＷｄ／ｔである新燃料集合体４がそれぞれ装荷される。
【００５２】
以上に述べた燃料集合体４の装荷が終了した後、沸騰水型原子炉１の第２サイクルでの運転が開始される。第１サイクルで炉心３内に形成された４つの水領域６が、第２サイクルでは、周囲の燃料集合体４よりも中性子無限増倍率が小さい４体の燃料集合体４が装荷されたコントロールセル３４になる。第２サイクルでは、第１サイクルよりもコントロールセル３４の数が増大する。第２サイクルでは、第１サイクルにおいて制御棒５の代替をしていた水領域６が無くなるために、制御棒５の挿入量が増大し、コントロールセル(制御棒で反応度を調整するためのセル)３４の数が増加する。
【００５３】
炉心３Ａを有する沸騰水型原子炉においても、炉心３を有する沸騰水型原子炉に適用した燃料装荷方法を適用することができる。
【符号の説明】
【００５４】
１…沸騰水型原子炉、２…原子炉圧力容器、３，３Ａ…炉心、４…燃料集合体、５…制御棒、６，６ａ，６Ｂ…水領域、７…炉心シュラウド、８…炉心支持板、９，９ａ，９ｂ…燃料支持金具、１３…インターナルポンプ、１５…制御棒案内管、１６…制御棒駆動機構、２０…燃料棒、２２…チャンネルボックス、２９…支持金具本体、３１…貫通孔、３２…冷却水供給通路、３３ａ，３３ｂ…オリフィス、３５…水ギャップ。
【特許請求の範囲】
【請求項１】
燃料集合体を支持して前記燃料集合体に冷却水を導く第１冷却水供給通路が形成された複数の第１燃料支持金具が配置される中央領域と、前記中央領域を取り囲み前記第１冷却水供給通路の圧力損失よりも小さな第２冷却水通路が形成され、他の前記燃料集合体を支持する複数の第２燃料支持金具が配置される周辺領域とを有し、
前記燃料集合体が装荷されていない複数の水領域が、前記中央領域内で前記第１燃料支持金具の真上に形成されていることを特徴とする原子炉の初装荷炉心。
【請求項２】
前記水領域が、４体の燃料集合体４が配置可能な横断面積を占有する、横断面が正方形の領域である請求項１記載の原子炉の初装荷炉心。
【請求項３】
１つの対角線の方向に配置された２体の前記燃料集合体、及びその対角線と直交する他の対角線の方向に配置された、１体の前記燃料集合体が配置可能な横断面積を占有する、横断面積が正方形の２つの前記水領域を形成している複数のセルが、前記中央領域内で前記第１燃料支持金具の真上に形成されている請求項１に記載の原子炉の初装荷炉心。
【請求項４】
周囲に存在する前記燃料集合体の中性子無限増倍率よりも小さな中性子無限増倍率を有する４体の前記燃料集合体が配置されて原子炉出力制御用の制御棒が挿入される複数のコントロールセルが、前記中央領域に配置されている請求項１ないし３のいずれか１項に記載の原子炉の初装荷炉心。
【請求項５】
燃料集合体を支持して前記燃料集合体に冷却水を導く第１冷却水供給通路が形成された複数の第１燃料支持金具が配置される中央領域と、前記中央領域を取り囲み前記第１冷却水供給通路の圧力損失よりも小さな第２冷却水通路が形成され、他の前記燃料集合体を支持する複数の第２燃料支持金具が配置される周辺領域とを有し、前記燃料集合体が装荷されていない複数の水領域が、前記中央領域内で前記第１燃料支持金具の真上に形成されている炉心を備えた原子炉の燃料装荷方法であって、
前記水領域に前記燃料集合体を装荷しない状態で１つの運転サイクルの運転を行って前記原子炉の運転を停止した後に、前記炉心内の一部の燃料集合体である使用済燃料集合体を前記原子炉外に搬出し、前記炉心内に存在する前記燃料集合体のうち中性子無限増倍率が小さい前記燃料集合体を、前記水領域に装荷し、前記原子炉から搬出された前記使用済燃料集合体が前記運転サイクルにおいて存在していた前記炉心内の第１位置、及び前記水領域内に装荷された前記燃料集合体が前記運転サイクルにおいて存在していた前記炉心内の第２位置に、燃焼度が０ＧＷｄ／ｔである新燃料集合体を装荷することを特徴とする原子炉の燃料装荷方法。
【請求項１】
燃料集合体を支持して前記燃料集合体に冷却水を導く第１冷却水供給通路が形成された複数の第１燃料支持金具が配置される中央領域と、前記中央領域を取り囲み前記第１冷却水供給通路の圧力損失よりも小さな第２冷却水通路が形成され、他の前記燃料集合体を支持する複数の第２燃料支持金具が配置される周辺領域とを有し、
前記燃料集合体が装荷されていない複数の水領域が、前記中央領域内で前記第１燃料支持金具の真上に形成されていることを特徴とする原子炉の初装荷炉心。
【請求項２】
前記水領域が、４体の燃料集合体４が配置可能な横断面積を占有する、横断面が正方形の領域である請求項１記載の原子炉の初装荷炉心。
【請求項３】
１つの対角線の方向に配置された２体の前記燃料集合体、及びその対角線と直交する他の対角線の方向に配置された、１体の前記燃料集合体が配置可能な横断面積を占有する、横断面積が正方形の２つの前記水領域を形成している複数のセルが、前記中央領域内で前記第１燃料支持金具の真上に形成されている請求項１に記載の原子炉の初装荷炉心。
【請求項４】
周囲に存在する前記燃料集合体の中性子無限増倍率よりも小さな中性子無限増倍率を有する４体の前記燃料集合体が配置されて原子炉出力制御用の制御棒が挿入される複数のコントロールセルが、前記中央領域に配置されている請求項１ないし３のいずれか１項に記載の原子炉の初装荷炉心。
【請求項５】
燃料集合体を支持して前記燃料集合体に冷却水を導く第１冷却水供給通路が形成された複数の第１燃料支持金具が配置される中央領域と、前記中央領域を取り囲み前記第１冷却水供給通路の圧力損失よりも小さな第２冷却水通路が形成され、他の前記燃料集合体を支持する複数の第２燃料支持金具が配置される周辺領域とを有し、前記燃料集合体が装荷されていない複数の水領域が、前記中央領域内で前記第１燃料支持金具の真上に形成されている炉心を備えた原子炉の燃料装荷方法であって、
前記水領域に前記燃料集合体を装荷しない状態で１つの運転サイクルの運転を行って前記原子炉の運転を停止した後に、前記炉心内の一部の燃料集合体である使用済燃料集合体を前記原子炉外に搬出し、前記炉心内に存在する前記燃料集合体のうち中性子無限増倍率が小さい前記燃料集合体を、前記水領域に装荷し、前記原子炉から搬出された前記使用済燃料集合体が前記運転サイクルにおいて存在していた前記炉心内の第１位置、及び前記水領域内に装荷された前記燃料集合体が前記運転サイクルにおいて存在していた前記炉心内の第２位置に、燃焼度が０ＧＷｄ／ｔである新燃料集合体を装荷することを特徴とする原子炉の燃料装荷方法。
【図１】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【図７】
【図８】
【図９】
【図１０】
【図１１】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【図７】
【図８】
【図９】
【図１０】
【図１１】
【公開番号】特開２０１３−５０４０１（Ｐ２０１３−５０４０１Ａ）
【公開日】平成２５年３月１４日（２０１３．３．１４）
【国際特許分類】
【出願番号】特願２０１１−１８８８８２（Ｐ２０１１−１８８８８２）
【出願日】平成２３年８月３１日（２０１１．８．３１）
【出願人】（５０７２５０４２７）日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社 (858)
【公開日】平成２５年３月１４日（２０１３．３．１４）
【国際特許分類】
【出願日】平成２３年８月３１日（２０１１．８．３１）
【出願人】（５０７２５０４２７）日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社 (858)
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